AP1000核主泵葉輪優(yōu)化設(shè)計及氣液兩相數(shù)值模擬.pdf

1、核反應(yīng)堆冷卻劑泵（簡稱核主泵）是核電站的重要組成部分，屬于核安全Ⅰ級設(shè)備。在過高管路壓力、地震等突發(fā)事故時可能會導(dǎo)致壓力邊界管路破裂，從而致使冷卻劑泄漏，即失水事故(LOCA)的發(fā)生，失水事故發(fā)生后管路內(nèi)破口附近冷卻劑的壓力將迅速下降，當(dāng)壓力低于冷卻劑的汽化壓力時，冷卻劑將發(fā)生汽化現(xiàn)象，進(jìn)而致使核主泵在汽液兩相流工況下工作。
　　為了設(shè)計出具有優(yōu)秀水力性能的核主泵，本文首先對核主泵在液相和氣液兩相流工況時導(dǎo)葉軸向安放位置進(jìn)行了研究

2、分析，目的在于得到能使核主泵具有最佳水力性能的導(dǎo)葉軸向安放位置。通過對核主泵在液相和失水事故汽液兩相流工況下不同導(dǎo)葉軸向安放位置時泵的內(nèi)部流場進(jìn)行數(shù)值模擬分析，得到了各導(dǎo)葉軸向安放位置時核主泵的外特性性能和內(nèi)部流場分布情況。計算結(jié)果表明:液相和氣液兩相工況下，導(dǎo)葉安放在泵殼中間平面時，核主泵效率最高，性能最好;揚程和效率下降最少，泵內(nèi)部的流場分布相對而言最為均勻，泵殼內(nèi)的漩渦最少;當(dāng)導(dǎo)葉安放位置向兩側(cè)偏離時，核主泵的揚程和效率下降量會增

3、多，泵殼內(nèi)的漩渦數(shù)也會增多。由此可見，在液相和氣液兩相工況時導(dǎo)葉安放在泵殼中間平面時核主泵的水力性能最佳。
　　核主泵的效率由容積效率、機(jī)械效率和水力效率三部分共同決定，機(jī)械效率和容積效率一般很難提高，而水力效率多可以通過合理的設(shè)計過流部件得到提高;水力效率主要由過流部件中的葉輪決定，因此為了設(shè)計出具有高效率的核主泵模型，對葉輪進(jìn)行正交優(yōu)化設(shè)計。根據(jù)相關(guān)文獻(xiàn)和經(jīng)驗，選擇葉輪中對核主泵性能影響較大的幾何設(shè)計參數(shù)進(jìn)行正交優(yōu)化初步設(shè)計，

4、這些幾何參數(shù)分別是:葉輪的進(jìn)、出口直徑，葉片數(shù)，葉片包角，葉片出口傾斜角，葉片出口角。通過正交優(yōu)化，得到了一組最佳的參數(shù)組合，以及各因素對核主泵性能影響的主次順序;根據(jù)主次順序在正交優(yōu)化結(jié)果的基礎(chǔ)上對主要影響因素進(jìn)行進(jìn)一步的多方案優(yōu)化設(shè)計，從中篩選出最佳葉輪水力設(shè)計方案。根據(jù)最佳葉輪方案，建立相應(yīng)的三維模型，并進(jìn)行內(nèi)部流場計算;根據(jù)最佳葉輪方案，用相似換算法，設(shè)計制造出對應(yīng)的模型泵，進(jìn)行試驗驗證，對比試驗結(jié)果和模擬計算結(jié)果，結(jié)果顯示:試

5、驗結(jié)果和模擬結(jié)果基本吻合。
　　當(dāng)失水事故(LOCA)發(fā)生時，核主泵會在汽液兩相流工況下工作，相對液相工況而言此時其性能會發(fā)生很大程度的改變，如揚程的下降和效率的降低等，進(jìn)而不能為反應(yīng)堆芯提供足夠的冷卻劑來冷卻反應(yīng)堆堆芯，嚴(yán)重時會致使反應(yīng)堆堆芯融化，甚至核事故的發(fā)生。因此認(rèn)識核主泵在汽液兩相流工況時的運行特性，有利于在失水事故汽液兩相工況發(fā)生時，采取相應(yīng)的控制措施，這對防止和預(yù)防核事故的發(fā)生具有重要意義。本文通過對核主泵失水事故(