核主泵葉輪水力優(yōu)化設(shè)計(jì)及偏心水動(dòng)力特性研究.pdf

1、核反應(yīng)堆冷卻劑泵（簡(jiǎn)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(zhuǎn)設(shè)備。核主泵能否高效運(yùn)行是制約我國(guó)核主泵水力設(shè)計(jì)的關(guān)鍵因素之一。因此如何采用先進(jìn)的水力優(yōu)化設(shè)計(jì)方法設(shè)計(jì)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(yùn)行對(duì)防止核電站核事故發(fā)生起著至關(guān)重要的作用，因此針對(duì)核主泵運(yùn)行過程中所出現(xiàn)的不穩(wěn)定現(xiàn)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(nèi)部不穩(wěn)定流動(dòng)的發(fā)生及發(fā)展規(guī)律，為核主泵的穩(wěn)定運(yùn)行

2、提供理論基礎(chǔ)。
　　本文采用試驗(yàn)研究與數(shù)值模擬相結(jié)合的方法，以最高效率為目標(biāo)對(duì)AP1000核主泵葉輪主要參數(shù)進(jìn)行正交優(yōu)化設(shè)計(jì)，以優(yōu)化設(shè)計(jì)后的模型泵制造樣機(jī)進(jìn)行了性能試驗(yàn)。同時(shí)研究了軸心偏移前后核主泵內(nèi)部不穩(wěn)定流動(dòng)，建立了求解徑向力的數(shù)學(xué)模型并分析了核主泵葉輪載荷分布情況。主要研究?jī)?nèi)容和創(chuàng)新點(diǎn)如下:
　　(1)根據(jù)AP1000核主泵的主要設(shè)計(jì)參數(shù)，對(duì)核主泵葉輪、導(dǎo)葉、泵殼等過流部件進(jìn)行水力設(shè)計(jì)并建立三維實(shí)體模型，并利用ICEM

3、-CFD進(jìn)行網(wǎng)格劃分。同時(shí)根據(jù)核主泵模型的特殊性確定了相應(yīng)的湍流模型、基本控制方程、邊界條件等數(shù)值模擬方法。
　　(2)首次基于CFturbo軟件的快速建模與正交實(shí)驗(yàn)相結(jié)合的方法，分別研究了核主泵葉輪主要幾何參數(shù)葉片進(jìn)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(jìn)口直徑D0、葉輪出口平均直徑D2和葉片數(shù)Z等對(duì)模型泵水力性能的影響，綜合各影響因素，得出了兼顧各項(xiàng)指標(biāo)的最優(yōu)參數(shù)組合。
　　(3)對(duì)經(jīng)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(jī)，對(duì)樣機(jī)進(jìn)行了性能試驗(yàn)與模擬對(duì)比分析，發(fā)現(xiàn)試驗(yàn)結(jié)果和模擬結(jié)果基本相符，驗(yàn)證了基于CFturbo軟件和數(shù)值模擬相結(jié)合的正交水力優(yōu)化設(shè)計(jì)方法是可行的。
　　(4)針對(duì)試驗(yàn)過程中所出現(xiàn)的軸承體發(fā)熱和口環(huán)磨損嚴(yán)重等問題進(jìn)行了分析，認(rèn)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(jì)算可知核主泵徑向力主要是由于泵體出水段的不對(duì)稱造成的，為此首次提出了對(duì)核主泵軸心沿出口方向選擇5

5、個(gè)方案偏移來探究其對(duì)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(shù)學(xué)模型，分析表明在各工況下，葉輪內(nèi)各監(jiān)測(cè)點(diǎn)的壓力脈動(dòng)幅值在各偏心距下從葉輪進(jìn)口到出口均呈現(xiàn)不穩(wěn)定波動(dòng)，偏心距在10mm～15mm時(shí)，核主泵在各工況下運(yùn)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