核主泵变流量过渡过程瞬态水力特性研究

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doi：i0.7538/yzk.2013.47.07.1169Transient Hydraulic Characteristics of Nuclear ReactorCoolant Pump in Variable Flow Transient ProcessWANG Xiu-li ，YUAN Shou-qi ，ZHU Rong-sheng ，FU Qiang ，YU Zhi-j un。

(1.Research Center of Fluid Machinery Engineering and Technology，Jiangsu University，Zhenjiang 212013，China；Jiangsu Zhenhua Pump Manufacturing Co.Ltd.，Taizhou 225500，China)Abstract： For the study on the transient hydraulic characteristics and internal flowmechanism of the nuclear reactor coolant pump in the transient process from designoperation conditions to off-design conditions，the variable flow transient characteristicsof centrifugal pump impeller passageway were simulated by using CFX software. Theresults show that during the variable flow transition， the distribution of pressurepulsation of the nuclear reactor coolant pump along the circumference direction is non-uniform.The pressure pulsation trends to rise gradually to reach the maximum valueand then fall，basically following a sine-shape changing law. The times of transientpressure fluctuation change are equal to the times of rotor-stator interference between收稿日期：2011-12-11；修回日期：2013-03-15基金项目：国家科技支撑计划项 目资助(2011BAF14B04)；江苏高校优势学科建设工程资助项目(PAPD)；江苏省自然科学基金科技项 目资助(BK2011504)；国家博士后基金资助项 目(2012M521008)；江苏省博士后基金资助项目(1201024B)作者简介：王秀礼(1982 )，男，山东烟台人，助理研究员，博士，流体机械及工程专业1170 原子能科学技术 第47卷the vane and the guide vane. The closer monitoring point to the intersection surfacebetween the vane and the guide blade is，the greater the pressure fluctuation is.Becauseof the attack angle，the speed of the impeller passageway first falls and then rises.Theguide vane not only transfers the kinetic energy to pressure energy，but also effectivelyreduces the pressure pulsation amplitude. During the transition to small flow ，flowreducing causes the secondary backflow to occur near the outlet of impeller and in turnleads the amplitude of flow velocity variation in the flow channel of impeller to increasewith flow decrease。

Key words： nuclear reactor coolant pump；variable flow；transient process；numericalsimulation：hydraulic characteristic反应堆的冷却剂泵(简称核主泵)是单级、全密封、高惯量离心式屏蔽泵，用来输送高压、高温、大流量的反应堆冷却剂。在实际使用过程中，核主泵是 由可变频的驱动器驱动 ，当反应堆冷却剂处于冷态时，可变频的驱动器使这些主泵能低速启动和运转 ，同时，可变频的驱动器还将 50 Hz的电网电源转换成60 Hz电源驱动主泵运行 。经变频 后，核主泵的流量 、扬程、转速均发生变化，其性能参数的改变也会影 响内部流动变化规律 ，甚至影响核主泵正成靠地运行 。因此 ，研究核 主泵在变流量工况下安全可靠 的运行具有重要意义。

目前 ，对 变 工况 的研 究 主要 有 ：Ornahen等口 通过采用数值模拟分析与试验测量 的方式模拟了核主泵紧急启动的整个过程，并确认其启动程序完全符合核电站的安全规程；Araya等l2 对核主泵发生断电事故后在 3种不同转动惯量下的瞬态特性进行 了定量研究 ，研究结果表明 ，较大的泵转动惯量可减轻事故后果 ，有利于改善反应堆的安全性 ；黎义斌等。 针对离心泵内部流厨行数值计算，在分析变工况离心泵内部流场的基础上，提出离心泵径向力数值预测的数学模型；许斌杰等对离心泵启动过程中的瞬态流动进行数值模拟和试验研究 ，得到在启动及停机等特殊工况下内部瞬态流动的变化规律 ；刘占生等6 对不同工况下离心泵叶轮上的稳态和瞬态作用力 的变 化规律进行分析，得出离心泵偏离设计工况时稳态作用力会显著增加；李志峰等 在球阀全开、半开和全闭3种条件下，对离心泵的启动过程进行试验，在采集瞬态性能曲线的同时应用粒子成像测速技术对离心泵测试截面的二维瞬态流速进行了拍摄 ，分析 了瞬时外特性与内部流动演化关系和产生试验误差的原因。

因此，本工作在 总结前人研究成果 的基础上 ，建立核主泵从设计工况向非设计工况过渡过程的瞬态计算模型，采用 CFD数值模拟方法对核主泵设计工况至 0.7Q的小流量工况及设计工况至 1.2Q的大流量工况过渡过程进行非稳态特性研究 ，并将计算结果与试验数据进行对比分析，以验证计算结果的可靠性，旨在为设计性能高、运行稳定的核主泵提供基础参考。

1 数值模拟1.1 控制方程及湍流模型采用雷诺平均动量方程描述核主泵内不可压流体流动 ，其张量形式为 ：a-，(Vu )-77(PuiRj)- 丢[～Oui～Out -；如 )]乏c-(1)式中：0为密度； 为流体流速；P为流体压强为动力黏度；10 ；( 、J-1，2，3)为雷诺应力。

采用 RNGK-模 型和连续性方 程使 动量方程封闭 ，RNGK-模型将 湍流看作受随机力驱动的输运方程，通过频谱分析方法消去其中小尺度的涡，并将其影响并到涡粘性中。采用该模型对求解有较大曲率半径和易脱流的核主泵内部流动有较好的适应性。

1.2 计算模型及网格划分计算模型为改进后的 APlOOO核反应堆冷却剂泵。输送介质为清水。性能参数：流量Q17 886 m3/h；扬程 h-111.3 m；转速为1 450 r/第7期 王秀礼等：核主泵变流量过渡过程瞬态水力特性研究 1171min；比转速为344；叶片数为 5片，导叶片为 11片；蜗壳为环形 。采用 PRO/E软件 生成三维计算区域模型，为使模拟结果更稳定，对叶轮进口进行适当延伸，整个模型由1个动叶轮水体、1个静止蜗壳水体(内含导叶水体)及进 口延伸段水体组成。采用 CFX前处理网格划分软件ICEM进行网格划分，其中网格类型采用四面体非结构化网格 ，叶轮 的网格数为 881 015，蜗壳网格数 为 1 071 336，网格划 分后，选 取ICEM 中的 smooth功 能对 网格进行光顺 。三维网格计算区域示于图 1。

图 1 计算区域Fig.1 Calculation domain1.3 边界条件变流量瞬态过渡过程中，核主泵进 口采用压力进口条件，出口条件给定出口质量流量，为保证结果 的可靠性 ，先运行 0.1 S后再监测 叶轮内部流动规律 ，采用 CFX的 CEL设定进 口的压力变化 ，描述 函数为 ：fm t< 0.1 Sre(t)-im-mo( ) ≥0.1 s其中：re(t)为出口质量流量，kg/s；m为设计工况时的质 量流 量 ，kg/s；m。为 质量 流量 系 数 ；t为时间，S；t。为初始 时间，t。-0.1 S。通过 出口边界条件控制模型的质量流量。壁面粗糙度设为 10 m，近壁面选用标准壁面函数 ，壁面边界条件设为绝热无滑移壁面。

1.4 非定常模拟设置及监测点的选取叶轮流道内的水体为旋转体，蜗壳内水体为非旋转体，以定常的收敛解作为非定常计算初始条件。非定常计算 中的交界面设 置为Transient Rotor-Stator模式，该交界面对于两部分水体间的动-静干涉有重要作用。总计算时间为 1 S，时间步长为 0.004 S。为监测变流量下核主 泵 叶轮 内部压 力变 化规 律 ，选 取如图 2所示的监测点。在叶轮流道内依次选揉测点 Y1、Y2、Y3、Y4，在 导 叶 内选取 监 测 点D1、D2、D3、D4，上述监测点可完整地实现对核主泵变流量时流动状态的监测。

图 2 叶轮内各监测点示意图Fig.2 Indicator points in impeller2 计算结果与分析核主泵变流量瞬态过渡过程计算包括设计工况向大流量 1.2Q、小流量 0.7Q及汽蚀工况的瞬态过渡过程，为分析变流量过渡过程 中核主泵内部流动规律连续变化情况，对核主泵在变流量过渡过程中叶轮内部瞬态压力变化、叶片瞬态载荷变化及瞬态径向力变化进行对比研究 。

2.1 变流量过渡过程中叶轮流道 内瞬态压力的变化图 3示出变流量过渡过程中叶轮内部瞬态压力的变化 。图 3中，C。为压力系数 ，T为周期。从图3可看出，核主泵的压力脉动沿圆周方向分布并不均匀，其变化趋势是逐渐上升到最大值后又降低至最小值，基本呈正弦变化规律，即每当叶轮叶片经过导叶时，会产生旋转叶片与静止导叶间的动静干扰 。瞬时的压力变化由 10个周期组成 ，每个周期有 11次压力波动 ，这是 由叶片与导叶动静干涉而引起 的，叶轮旋转 1o次，每转 1周则瞬态压力波动变化次数等于叶片与导叶片数间的动静干涉次数，其明显表现为：监测点越靠近叶片与导叶的交界面，压力波动越大。向大流量工况过渡时，随着流量的增大瞬态压力逐渐下降；向小流量工况过渡时，叶轮流道内的压力随流量减少变化不大，仅监测点 Y4的压力略有上升，而各监测点的压力变化幅度大于大流量时的压力变化幅度。

1174 原子能科学技术 第47卷3)由于冲角的存在而造成叶轮流道内的速度呈先下降后上升的变化趋势，向小流量过渡时，由于二次回流的存在使叶轮流道内的速度变化随流量的减少而增大。