AP1000核主泵優(yōu)化設(shè)計及全特性數(shù)值模擬.pdf

1、核主泵是核電站一回路系統(tǒng)中唯一旋轉(zhuǎn)設(shè)備，也是最關(guān)鍵的核動力設(shè)備之一。在失水事故工況下，核主泵呈現(xiàn)一個復(fù)雜的瞬變流動狀態(tài)，使主泵運行條件惡化，甚至喪失冷卻堆芯的功能，發(fā)生失水事故瞬變過渡過程時，流動突變導(dǎo)致壓力突變，形成壓力波沿主泵內(nèi)壁傳播，使其受到瞬時高低壓的沖擊。核主泵在失水事故復(fù)雜工況下運行可靠是其性能考核的重要指標。
　　本文運用數(shù)值模擬與試驗研究相結(jié)合的方法，分別進行了AP1000核主泵CFD軟件設(shè)置對比分析、導(dǎo)葉的正交優(yōu)

2、化設(shè)計、泵殼斷面形狀優(yōu)化設(shè)計、葉輪高效設(shè)計、核主泵小流量工況特性、泵的性能試驗、核主泵全特性研究，模型泵換算成實型泵的效率達到83％。主要研究內(nèi)容及成果如下:
　　1.介紹了控制方程、離散方法、湍流模型、邊界條件、網(wǎng)格劃分等數(shù)值模擬基礎(chǔ)理論，采用Workbench軟件對泵過流部件進行非結(jié)構(gòu)化網(wǎng)格劃分，對CFD設(shè)置進行了單相定常計算比較，確定了合適的參數(shù)設(shè)置。
　　2.應(yīng)用數(shù)值模擬和正交實驗結(jié)合的方法，分別研究了導(dǎo)葉幾何參數(shù)如

3、導(dǎo)葉出口中心軸向長度s、導(dǎo)葉包角ψ、導(dǎo)葉出口安放角α4、導(dǎo)葉出口寬度b4、導(dǎo)葉尾緣厚度δ2、葉輪導(dǎo)葉平行間隙Rt和導(dǎo)葉出口半徑R4對模型泵性能的影響，綜合考慮，可以找出兼顧各方面最優(yōu)指標的最優(yōu)參數(shù)組合:s=490mm、ψ=36°、α4=30°、b4=200mm、δ2=20mm、Rt=5mm、R4=565mm。
　　3.在泵殼過流斷面面積不變情況下，對三種過流斷面形狀的主泵的外特性、水力損失分布、內(nèi)部流場進行分析，泵殼過流斷面面積相

4、近時，雖然斷面形狀變窄對主泵的性能略有提高，但并不明顯，考慮到核主泵在受應(yīng)力時的安全要求，建議采用寬型斷面形狀的泵殼。
　　4.分別研究了主泵葉輪主要幾何參數(shù)（葉片包角、不同葉輪進口邊位置）對核主泵性能的影響，通過對比分析選取100°包角和進口邊位置b。
　　5.對AP1000核主泵在0.2Q～0.6Q小流量工況下進行非定常數(shù)值計算，得到泵內(nèi)部流場和各工況監(jiān)測點的壓力脈動，并將時域信號進行快速傅里葉變換為頻域信號，結(jié)合小流量

5、工況下核主泵內(nèi)部流場分析，揭示核主泵小流量非定常流動誘發(fā)壓力脈動原因。
　　6.對AP1000核主泵實型泵水力部件優(yōu)化設(shè)計，將優(yōu)化后的實型泵縮小成模型泵，通過試驗研究對前期計算結(jié)果進行驗證分析，驗證了水力設(shè)計的可靠性，應(yīng)用CFD軟件進行核主泵的數(shù)值模擬具有一定的準確度和可靠度。
　　7.對核主泵失水事故時復(fù)雜工況的全特性進行研究，分析了四象限工況下的核主泵全特性曲線變化規(guī)律，葉輪、葉片、前后蓋板的扭矩曲線變化規(guī)律，及葉輪、葉