核主泵动、静环列叶栅的匹配特性研究

微笑百事达

核主泵动、静环列叶栅的匹配特性研究

流体机械及工程  贾程莉   122080704010

摘要

随着能源危机的加剧，环境问题的日益突出，核电作为一种清洁、经济、可持续的能源，是我国经济发展的必然选择。核主泵是核电站核岛一回路系统的核心，直接关系着整个反应堆的运行状况和安全性能。目前我国将AP1000核主泵作为研究的主要对象，相应的技术支持、消化、国产化也一并纳入我国核电长期发展的日程中。本文简要介绍了核主泵及其国内外研究现状和研究进展；探讨了计算流体力学、CFD以及叶轮机械内部流场的分析方法。

核主泵在满足设计要求的水利性能的前提下，良好的结构特性也是设计者需要考虑的重要因素。满足强度要求，具有优良的水力、振动特性及低噪声是核主泵在高温、高压、强辐射环境中长期、稳定、可靠运行的保证。动静干涉引起的非定常压力脉动是造成核主泵振动和噪声的主要原因。本课题主要研究核主泵动、静叶数目匹配及对压力脉动、振动特性的影响。

本研究以我国最新引进的AP1000 核主泵为参考,自主设计模型泵，选择合理的动、静环列叶栅匹配方式, 运用湍流数值分析方法, 采用雷诺时均N-S 方程, 标准k-ε湍流模型和Simple 算法, 采用滑移网格对全流场中叶轮和导叶之间相互作用进行模拟。从模拟结果中得出动、静环列叶栅不同的匹配对内部流场的影响规律及动静干涉引起的压力脉动随时间的变化规律。给出评价核主泵振动响应特性的动静匹配理论。

关键词：核主泵  动静干涉  压力脉动  动静匹配  数值模拟

一、   研究现状

随着能源危机的加剧，环境问题的日益突出，核电作为一种应用前景广阔的能源，在能源持续供给、实现能源低碳清洁排放、改善优化能源结构方面发挥着重要作用。核能发电具有高效、清洁、技术成熟、大规模应用等优点。因此，大力发展核电已成为大势所趋。

核主泵（反应堆冷却剂主循环泵）常被喻为核电站的心脏，是确保核电站安全和可靠运行的最关键动力设备，属于核电站的一级设备。核主泵长期稳定安全的运行对冷却堆芯，以及防止核电站事故的发生尤为重要。

国内外对核主泵的性能及安全性等方面进行了较为深入的研究。目前国外实验设备十分成熟，如针对核主泵的高温高压全回路实验台，以及先进的全工况动态特性分析技术的采用，可以准确获得其内部流动规律。国内在核主泵实验方面还十分欠缺，目前对于高温高压条件下全工况核主泵内部流动规律的实验条件还难以满足。对于核主泵，我国尚不具备独立研发能力，由于核技术属于各国机密，技术严格保密，绝大多数依赖进口。因此，为了实现国产化，我国要走自主研发路线，相关企业、高校、学者都要为之努力。

国外学者在研究如何减小泵振动及噪声的过程中发现，动、静叶数目与压力脉动关系密切，且与流体激振力的激振频率相关。Arndt等人研究了叶轮内压力脉动的幅值与静叶数目的关系。Tsukamoto等人研究发现静叶内部压力脉动基频为Zb×fn。在动、静叶数目匹配引起流体激振方面，Bolleter等人研究表明动、静叶数目匹配对减小压力脉动及流体激振力至关重要。Pulpitel等人对不同动、静叶数目匹配的振动情况进行了分析与实验，并对合理的叶片数目给予评价。

在国内，清华大学的核能与新能源技术研究所利用三维实体模型计算了主泵的抗震性能 , 但对主泵过流部件结构对内部流场的影响研究较少。王春林等人分析了混流式核主泵非定常流场的压力脉动特性。单玉姣等人研究了基于CFD的1000MW级核主泵水力模型模化计算方法。王强等人研究了基于速度系数法的AP1000核主泵水力部件设计与优化。张栋俊等人研究了泵壳对核主泵性能的影响。秦杰等人研究了导叶结构对核主泵性能的影响 。朱荣生等人研究了1000MW级核主泵内部非定常流动特性及核主泵压水室出口压力脉动。沈飞等对AP1000核主泵高效水力模型进行了设计与性能研究。陈向阳等人对国内某300 MW核电站主泵压力脉动进行了研究，分析了叶轮和导叶附近的压力脉动特性。王正明等人对动静叶栅优化改型及其性能作了分析。张野等人对AP1000核主泵进行流固耦合数值分析及动静叶匹配研究，以及动静叶匹配理论及其在核主泵设计中的应用。

二、   方法

在进行CFD计算之前，首先要将计算区域离散化。然后，将控制方程在网格上离散，将偏微分格式的控制方程转化为各个节点上的代数方程组。常用的离散化方法主要有：有限差分法、有限体积法、有限元法、有限分析法、边界元法和谱方法等。

常用的离散格式有：中心差分格式、一阶迎风格式、混合格式、指数格式、乘方格式，这些格式均只具有一阶精度。对于空间离散的高阶离散格式有：二阶迎风格式、QUICK格式。

流场计算的基本过程是在空间上用有限体积法或其他类似方法将计算域离散成许多小的体积单元，在每个体积单元上对离散后的控制方程组进行求解。流场计算方法的本质就是对离散后的控制方程组的求解。流场数值计算的主要方法：（1）奇点法；（2）流线曲率法（准正交线法，流线迭代法）；（3）准正交面法；（4）分区计算方法；（5）压力修正法；（6）拟可压缩法；（7）分步法（近似因式法）；（8）分块隐式法。目前求解不可压缩流动应用最广泛的一种方法是压力修正法。压力修正法为了防止锯齿形压力分布要求使用交错网格（MAC网格）。

湍流流动是一种高度非线性的复杂流动，通过某些数值方法对湍流进行模拟。湍流数值模拟方法可以分为直接数值模拟方法和非直接数值模拟。非直接数值模拟方法又可分为大涡模拟、统计平均法和Reynolds平均法。Reynolds平均法有两大类：Reynolds应力模型和涡粘模型。Reynolds应力模型包括：Reynolds应力方程模型和代数应力方程模型。涡粘模型包括：零方程模型、一方程模型和两方程模型。两方程模型分为：标准k-ε模型、RNG k-ε模型、Realizable k-ε模型及其他两方程模型。

本课题研究采用哪些方法, 依据需要选取合适的方法来研究。

三、存在的问题

核主泵的模型复杂, 工况特殊,对其进行实体实验成本很高且不现实。随着计算流体力学及有限元方法的发展，对核主泵的三维流场进行数值模拟分析和性能预测成为可能，并进一步对结构进行优化改进，以达到设计要求。

在高温高压下，核主泵内的非定常流动具有较多复杂的耦合因素，虽然数值模拟能揭示一定的规律，但与真实的流动状况有所不同，对细节的准确捕捉有不足之处：

（1）网格划分对计算性能和结果有直接的影响，由于核主泵内的流动区域较为复杂，流道存在扭曲，且网格总数较大，对网格质量要求更高。

（2）对湍流模型的选用主要依据前人的工作经验和基本原理来选取的，从而增加了模拟结果的不确定性，应寻求更加精确的参数来模拟计算。

（3）在高温高压下，冷却剂的物理性质发生了较大的改变。

（4）本研究均为数值模拟，并与相关国外研究实验进行对比。但仍缺少真实实验与模拟值进行对比验证。

四、总结

确定核主泵的动叶数和静叶数是其水力性能和结构性能详细设计的前提，是整个核主泵设计中的关键。因此，在设计过程中选择合理的动、静叶匹配数目，可避免核主泵在运行过程中发生严重的共振。

本课题运用CFD的研究方法，借助先进的商业计算软件，采用雷诺时均N-S 方程, 标准k-ε湍流模型和Simple 算法，对自主设计的核主泵进行了全流场三维非定常湍流数值模拟计算，给出评价核主泵振动响应特性的动静匹配理论。基于动静叶匹配理论，给出考虑振动特性条件下的较为合适的动静叶匹配值，为今后的核主泵自主设计及水动力性能研究提供重要参考。