蒸汽发生器下封头对核主泵性能影响研究

摘要

为应对能源紧缺，我国引进了美国尚未得到工程应用的第三代先进压水堆核电技术AP1000。AP1000与其它核电堆型相比，将两台并联的反应堆冷却剂泵（以下简称核主泵）直接倒置焊接在蒸汽发生器下封头底部。这种独特的设计须全面评价核主泵与蒸汽发生器下封头间的耦合效应。为此，本文建立了核主泵与蒸汽发生器下封头的联合仿真模型，采用CFD方法对该耦合模型进行了仿真计算，分别研究了蒸汽发生器下封头对核主泵流场、水力性能及水动力性能的影响。
　　本文首先对蒸汽发生器下封头和核主泵进行流体域几何建模和网格划分，并通过网格无关性验证确定了合适的网格数量。稳态计算时，将缩尺泵的数值计算结果与试验结果进行对比，结果表明，数值计算与试验结果取得了很好的一致性。瞬态计算时，进行了时间步长无关性验证，最终确定时间步长为叶轮旋转1°所需的时间。
　　其次，进行了热管侧蒸汽发生器下封头的流量分配仿真和冷管侧蒸汽发生器下封头与核主泵的联合仿真。结果表明，各U型管的流量分配不均、冷管侧蒸汽发生器下封头紊乱的流场以及下封头与核主泵入口渐缩相贯区域造成了核主泵入口处产生了入流畸变。入流畸变使得核主泵入口处产生了局部低压区，流体以不同的流速流入叶轮的流道，加剧了核主泵入口处和动静叶交界处的压力脉动。
　　此外，分析了入流畸变对核主泵水力和水动力性能的影响。发现入流畸变降低了核主泵的扬程和效率，且降低的幅度随流量的增大而增大。在叶轮轴向力方面，入流畸变虽然使得轴向力略有降低但增大了轴向力的脉动程度;而在叶轮径向力方面，入流畸变使得径向力数值和径向力脉动程度都有大幅增加。
　　最后，提出了一种在核主泵入口管加装锥形挡板的结构，通过对比三孔、四孔、五孔、六孔锥形挡板发现三孔挡板可有效改善核主泵入流条件且流动阻力较小。之后，本文根据正交试验的方法对三孔挡板进行了优化设计。上述论文结果可为核主泵的安全运行和进水段的优化设计提供参考。

目录

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致谢

摘要

图录

表录

1 绪论

1．1 研究背景及意义

1．2 核主泵概述

1．3 核电站堆型介绍

1．3．1 核电堆型的发展历程

1．3．2 AP1000核电堆型的特殊性

1．4 入流畸变研究现状

1．4．1 叶片式泵入流畸变研究现状

1．4．2 叶片式风机入流畸变研究现状

1．4．3 核主泵入流畸变研究现状

1．5 本文研究内容

2 三维湍流流场数值计算理论

2．1 CFD简介

2．2 控制方程

2．3 湍流模拟方法和湍流模型

2．3．1 湍流模拟方法

2．3．2 湍流模型

2．4 网格类型及网格划分方法

2．4．1 网格类型

2．4．2 网格划分方法

2．4．3 网格划分软件

2．5 本章小结

3 入流畸变下核主泵性能数值计算方法

3．1 流体域建立及网格划分

3．1．1 蒸汽发生器下封头

3．1．2 入口管

3．1．3 叶轮

3．1．4 导叶

3．1．5 压水室

3．2 数值模拟分析过程

3．2．1 边界条件

3．2．2 数值模拟参数设置

3．2．3 网格无关性验证

3．2．4 监测点设置和时间步长无关性验证

3．3 缩尺泵试验验证

3．3．1 泵的相似理论

3．3．2 试验介绍

3．3．3 缩尺泵模拟值与试验值对比

3．4 本章小结

4 入流畸变对核主泵流场影响研究

4．1 热管侧蒸汽发生器下封头流量分配分析

4．2 入流畸变对核主泵稳态流场影响

4．2．1 冷管侧蒸汽发生器下封头流场分析

4．2．2 核主泵入口处稳态流场分析

4．3 入流畸变对核主泵瞬态流场影响

4．3．1 核主泵入口处瞬态流场分析

4．3．2 核主泵叶轮处瞬态流场分析

4．4 入流畸变的衰减规律

4．5 本章小结

5 入流畸变对核主泵水力及水动力性能影响研究

5．1 入流畸变对核主泵水力性能的影响

5．1．1 H-Q曲线对比

5．1．2 η-Q曲线对比

5．2 入流畸变对核主泵轴向力的影响

5．2．1 稳态轴向力对比

5．2．2 瞬态轴向力对比

5．3 入流畸变对核主泵径向力的影响

5．3．1 稳态径向力对比

5．3．2 瞬态径向力对比

5．4 不同工况下入流畸变对核主泵水动力性能的影响

5．5 本章小结

6 低入流畸变核主泵进水段设计

6．1 不同型式挡板对入流畸变的影响

6．2 挡板结构的优化设计

6．2．1 正交试验简介

6．2．2 正交试验设计

6．2．3 正交试验结果分析

6．3 优化方案结果分析

6．3．1 核主泵入口流场优化前后对比

6．3．2 核主泵水力性能优化前后对比

6．3．3 核主泵水动力性能优化前后对比

6．4 本章小结

7 总结与展望

7．1 总结

7．2 主要创新点

7．3 展望

参考文献

作者简介