核主泵葉輪水力優(yōu)化設計及偏心水動力特性研究.pdf

1、核反應堆冷卻劑泵（簡稱核主泵）作為核電站最重要的組成部分，也是核島中唯一的旋轉設備。核主泵能否高效運行是制約我國核主泵水力設計的關鍵因素之一。因此如何采用先進的水力優(yōu)化設計方法設計出具有高效率的核主泵水力模型具有重要的工程意義。此外，核主泵的安全穩(wěn)定運行對防止核電站核事故發(fā)生起著至關重要的作用，因此針對核主泵運行過程中所出現的不穩(wěn)定現象，提出了偏移核主泵軸心的方法來研究不同偏心距下核主泵內部不穩(wěn)定流動的發(fā)生及發(fā)展規(guī)律，為核主泵的穩(wěn)定運行

2、提供理論基礎。
　　本文采用試驗研究與數值模擬相結合的方法，以最高效率為目標對AP1000核主泵葉輪主要參數進行正交優(yōu)化設計，以優(yōu)化設計后的模型泵制造樣機進行了性能試驗。同時研究了軸心偏移前后核主泵內部不穩(wěn)定流動，建立了求解徑向力的數學模型并分析了核主泵葉輪載荷分布情況。主要研究內容和創(chuàng)新點如下:
　　(1)根據AP1000核主泵的主要設計參數，對核主泵葉輪、導葉、泵殼等過流部件進行水力設計并建立三維實體模型，并利用ICEM

3、-CFD進行網格劃分。同時根據核主泵模型的特殊性確定了相應的湍流模型、基本控制方程、邊界條件等數值模擬方法。
　　(2)首次基于CFturbo軟件的快速建模與正交實驗相結合的方法，分別研究了核主泵葉輪主要幾何參數葉片進口安放角β1、出口安放角β2、葉片包角Φ、葉片出口寬度b2、葉輪進口直徑D0、葉輪出口平均直徑D2和葉片數Z等對模型泵水力性能的影響，綜合各影響因素，得出了兼顧各項指標的最優(yōu)參數組合。
　　(3)對經過優(yōu)化后獲

4、得的性能最優(yōu)的水力模型按相似換算法換算成模型泵后制造出樣機，對樣機進行了性能試驗與模擬對比分析，發(fā)現試驗結果和模擬結果基本相符，驗證了基于CFturbo軟件和數值模擬相結合的正交水力優(yōu)化設計方法是可行的。
　　(4)針對試驗過程中所出現的軸承體發(fā)熱和口環(huán)磨損嚴重等問題進行了分析，認為造成上述問題的原因可能是由于徑向力過大所致，通過分析計算可知核主泵徑向力主要是由于泵體出水段的不對稱造成的，為此首次提出了對核主泵軸心沿出口方向選擇5

5、個方案偏移來探究其對核主泵性能的影響。通過分析得知沿出口中心截面的方案3為最佳方案。
　　(5)建立了不同偏心距下核主泵徑向力求解的數學模型，分析表明在各工況下，葉輪內各監(jiān)測點的壓力脈動幅值在各偏心距下從葉輪進口到出口均呈現不穩(wěn)定波動，偏心距在10mm～15mm時，核主泵在各工況下運行最為穩(wěn)定。
　　(6)獲得了核主泵在各偏心距下，從小流量到大流量過渡過程葉輪所受徑向力的變化規(guī)律，在0.4Qd工況下葉輪所受徑向力主要均勻分布