AP1000核主泵气液两相流数值模拟及试验研究

摘要

反应堆冷却剂主循环泵（即“核主泵”）是核反应堆里最核心的设备之一，其主要作用是为RCP系统内（反应堆冷却剂系统）的冷却剂循环流动提供动力，带走堆芯产生的热量，同时还具有在一回路管路充水阶段排气、在反应堆工作前循环升温、在突发事故工况下阻止核事故扩大等功能。
　　当主泵在运行过程中遇到突发状况，如地震或压力过高导致系统压力边界破坏，即失水事故(LOCA)的发生，压力边界破坏后管路内的压力将迅速下降，管道内的冷却剂发生汽化，此时核主泵内呈现复杂的汽液两相流动状态，随着汽相比例的增加，使其运行条件恶化，甚至丧失冷却堆芯的功能，致使堆芯融化，从而扩大核事故。本文基于不等扬程理论对AP1000核主泵叶轮进行了优化，并设计了扭曲型径向导叶与类球形蜗壳，运用数值模拟与试验相结合的方法，研究了核主泵气液两相下稳态流动特性及排气过渡过程的瞬态流动特性，并对核主泵的叶片进口边进行进一步优化。主要研究内容及成果如下:
　　1.介绍ANSYS CFX软件中的均相流及非均相流模型，以及相关的控制方程、湍流模型、边界条件、网格划分等数值模拟基础理论，确定了气液两相流数值模拟合适的参数设置。
　　2.查阅大量文献，在传统叶轮设计方法基础上，结合不等扬程设计法，对核主泵叶轮进行了优化设计，并采用扭曲型径向导叶、类球形蜗壳与叶轮相匹配。
　　3.对核主泵进行气液两相定常数值模拟，得到不同进口含气率下的流量-扬程及流量-效率曲线，随着泵内含气率不断增加，发现当核主泵进口含气率超过20％后，扬程及效率曲线均发生陡降，进口含气率达到为40％时，核主泵基本丧失了冷却剂循环功能;同时随着含气率的增加，涡量和湍动能的值及影响范围均有不同程度的增加。
　　4.核主泵在较大进口含气率工况下，叶轮各流道气相、液相分布不均匀及气液两相之间存在滑移作用，造成叶轮径向力的大幅度波动，随着含气率的降低，径向力趋向稳定，波动幅度减小。
　　5.核主泵导叶采用扭曲型径向导叶，在气液两相流工况下，导叶流道内易产生气泡堆积现象，造成导叶流道堵塞，使过流面积减小，导致较大的能量损失;核主泵类球形蜗壳的对称性结构，导致泵的隔舌部位出现局部高压区与低压区，引起泵出口处的涡旋运动。
　　6.核主泵叶片进口边适当前伸，在发生失水事故时有助于保持一回路压力边界的稳定性，但前伸也会加剧叶片扭曲程度，使叶片吸力面气泡大量堆积;叶片进口边向后偏移，易在叶轮出口处产生较强的射流尾迹，引起较大幅度的压力脉动。
　　7.在闭式试验台上对核主泵模型样机进行了气液两相流外特性试验。在单纯液相的工况下，其模拟值和试验值最大扬程误差为6.35％，最大效率误差为3.87％，核主泵性能达到设计要求，表明数值模拟对核主泵的设计具有一定的指导作用;随着进口含气率增加，试验值与模拟值出现较大的偏差，主要由于试验条件所限及模拟结果与试验结果的误差所导致。

目录

声明

摘要

第一章 绪论

1．1 课题的研究背景

1．2 课题的研究目的和意义

1．3 国内外研究现状

1．3．1 核主泵的设计方法

1．3．2 气液两相流及瞬态过渡过程研究

1．4 本课题研究的主要内容

第二章 气液两相流数值计算方法

2．1 气液两相流理论基础

2．2 CFX中的均相流与非均相流模型

2．2．1 基本参数及基本控制方程

2．2．2 均相流模型控制方程

2．2．3 非均相流模型控制方程

2．3 湍流模型

2．3．1 标准k-ε方程模型

2．3．2 RNG k-ε方程模型

2．3．3 k-ω方程模型

2．3．4 SST方程模型

2．4 本章小结

第三章 AP1000核主泵过流部件水力设计及网格划分

3．1 AP1000核主泵介绍

3．2 叶轮设计

3．2．1 叶轮设计方法概述

3．2．2 叶轮不等扬程设计法

3．3 导叶与蜗壳设计

3．3．1 导叶设计

3．2．2 泵壳设计

3．4 网格划分与网格无关性检查

3．4．1 网格的分类及特点

3．4．2 网格划分

3．5 本章小结

第四章 AP1000核主泵气液两相流定常计算

4．1 定常计算设置

4．2 数值模拟结果及分析

4．2．1 含气率对泵外特性的影响

4．2．2 泵内气体分布规律分析

4．2．3 速度矢量及流场分析

4．2．4 涡量分布规律分析

4．2．5 湍动能分布规律分析

4．3 本章小结

第五章 核主泵排气过渡过程瞬态流动特性研究

5．1 计算方法

5．1．1 边界条件

5．1．2 监测点的选取

5．2 排气过渡过程瞬态流动特性分析

5．2．1 叶轮瞬态径向力变化

5．2．2 泵内瞬态压力及涡量变化分析

5．2．3 泵内瞬态气体分布

5．3 过渡过程瞬态流场分析

5．3．1 静压分布

5．3．2 速度云图

5．4 本章小结

第六章 事故工况下叶片进口边位置对气液两相流动的影响

6．1 事故工况下核主泵内部气液两相流动

6．2 模型的建立及边界条件

6．2．1 构建模型

6．2．2 监测点及时间步长

6．3 外特性定常数值分析

6．4 气液两相下核主泵非稳态流动特性

6．4．1 叶轮流道内压力脉动时域分析

6．4．2 导叶流道内压力脉动时域分析

6．4．3 叶轮出口压力脉动时域分析

6．4．4 核主泵内流场分析

6．5 本章小结

第七章 AP1000核主泵模型泵气液两相性能试验

7．1 模型泵相似换算

7．2 模型泵试验

7．2．1 气液两相流试验台介绍

7．2．2 试验方法

7．2．3 试验步骤

7．3 试验结果与分析

7．4 本章小结

第八章 总结与展望

8．1 研究结果总结

8．2 工作展望

参考文献

致谢

攻读硕士期间发表的学术论文及工作内容