余熱排出泵流場數(shù)值模擬和空化分析.pdf

1、先進(jìn)的壓水堆核電廠建設(shè)是我國應(yīng)對氣候變暖和能源問題所采取的重要戰(zhàn)略決策之一，確保核電廠的安全也是核電技術(shù)推廣的首要任務(wù)。余熱排出泵是余熱排出系統(tǒng)的重要組成部分，是關(guān)鍵的核動力設(shè)備之一。隨著科學(xué)技術(shù)的迅速發(fā)展，目前我國在部分核三級泵產(chǎn)品上實現(xiàn)了自主生產(chǎn)制造，但在關(guān)鍵的核一級和核二級泵產(chǎn)品部分仍依賴進(jìn)口。因此，開發(fā)具有自主知識產(chǎn)權(quán)百萬千瓦級核電站關(guān)鍵核級離心泵對我國核工業(yè)的發(fā)展具有重要意義。
　　空化，這一世紀(jì)難題，長期制約著水力機(jī)械

2、行業(yè)的發(fā)展，不但影響了其穩(wěn)定運行和可靠性，還限制了水力機(jī)械的高效運行范圍和小型化的實現(xiàn)。為了獲取余熱排出泵葉輪內(nèi)空化流動特性，本文首先采用理論分析、數(shù)值模擬和性能試驗相結(jié)合的方法對常溫常壓下余熱排出泵水力樣機(jī)內(nèi)部的空化流動特性進(jìn)行了研究，然后對工程樣機(jī)在核島內(nèi)正常運行條件及小破口失水事故工況下的空化性能進(jìn)行數(shù)值計算，從而分析在高溫高壓條件下余熱排出泵葉輪內(nèi)流動規(guī)律、空化問題及空化對其性能的影響。本文的主要工作和成果如下:
　　1.

3、簡要介紹余熱排出泵特征、小破口失水事故、核電泵空化流動及其國內(nèi)外研究現(xiàn)狀，掌握其運行原理及工作條件，其運行環(huán)境壓力為2.8MPa，環(huán)境溫度為180℃。
　　2.構(gòu)建余熱排出泵水力樣機(jī)的數(shù)值模型，對其在常溫常壓下進(jìn)行單相流多工況數(shù)值計算，分析其內(nèi)部靜壓場、速度場及湍動能分布并預(yù)測其性能。數(shù)值計算結(jié)果表明:小流量和設(shè)計流量下，葉輪流道內(nèi)及導(dǎo)葉進(jìn)口處出現(xiàn)了流動分離，并伴隨有旋渦;大流量工況下，葉輪內(nèi)流動變得均勻，導(dǎo)葉進(jìn)口處流動得到改善，

4、導(dǎo)葉出口處旋渦繼續(xù)存在。
　　3.對其水力樣機(jī)進(jìn)行外特性試驗，驗證單相流數(shù)值計算的準(zhǔn)確性。預(yù)測的性能曲線與試驗性能曲線基本吻合，設(shè)計點處揚程相對誤差為1.3％，流量范圍內(nèi)揚程的相對誤差在5％以內(nèi)。表明余熱排出泵水力樣機(jī)單相流數(shù)值計算具有較高的可信度，可以將單相流定常的計算結(jié)果作為定?？栈嬎愕某跏贾?。
　　4.在水力樣機(jī)單相數(shù)值模擬的基礎(chǔ)上，通過加載空化模型對其內(nèi)部空化流動進(jìn)行數(shù)值計算。揭示了各個流量下水力樣機(jī)發(fā)生空化時的內(nèi)

5、部流場特征，分析了不同工況下余熱排出泵水力樣機(jī)的空化性能，主要結(jié)論有:
　　(1)小流量工況下，隨著裝置空化余量逐漸降低，葉輪流道內(nèi)靜壓和空泡分布逐漸變得不均勻;從空化性能曲線來看，揚程先緩慢下降，到某一臨界值處發(fā)生突降。
　　(2)設(shè)計流量工況下，隨著裝置空化余量的降低，個別流道內(nèi)的空穴長度存在先增大后減小再增大的變化規(guī)律。在空化發(fā)展階段，葉輪流道內(nèi)靜壓和空泡分布呈均勻?qū)ΨQ分布;揚程變化規(guī)律與小流量工況下一致。
　　

6、(3)大流量工況下，空化由初生到發(fā)展過程中，各葉片流道靜壓和空泡呈不均勻分布，在空化嚴(yán)重階段，葉輪流道內(nèi)空泡分布變得均勻;揚程在突降前基本維持一定值。
　　5.基于水力樣機(jī)空化數(shù)值計算時所采用的空化模型和湍流模型，首先對其工程樣機(jī)在實際正常運行工況時的空化流動進(jìn)行數(shù)值模擬，然后假定環(huán)境溫度不變，通過減小進(jìn)口壓力值，對小破口失水事故工況下余熱排出泵的空化流動進(jìn)行數(shù)值計算。數(shù)值計算結(jié)果表明:在正常實際運行條件下，余熱排出泵不會發(fā)生空化