軸流式核主泵流場數值分析與試驗研究

摘 要：以某核電站軸流式核主泵為對象，基于Navier-Stokes方程和標準k-ε湍流模型對其內部流場進行數值模擬，并與模型試驗結果進行比較，驗證了數值計算的有效性和準確性。進而分析了不同工況下導葉和泵殼段各自的損失，揭示了主泵內流場的流動特點，為核電站主泵的性能分析和優化設計提供了有益的參考。

關鍵詞：反應堆冷卻劑泵；數值模擬；模型試驗；優化設計

反應堆冷卻劑泵（簡稱主泵），是核島一回路系統中唯一旋轉的設備，在核電設備的安全等級中，屬于核Ⅰ級安全泵，它的可靠運行，直接影響反應堆的安全正常工作。主泵主要用于實現冷卻劑在一回路系統內的循環，以便將反應堆的熱量帶至蒸汽發生器加熱二回路熱工質。[1]主泵的水力部件主要由泵殼、葉輪和導葉組成。泵殼結構設計成環形壓水室的形狀，其優點是結構簡單、緊湊，缺點是存在沖擊和漩渦，并且液流速度分布不均勻。[2]

本文基于雷諾平均Navier-Stokes方程和標準k-ε模型，采用SIMPLEC算法對某軸流式核主泵葉輪、導葉及泵殼內流場進行數值計算，并將結果和模型試驗進行比較，驗證數值計算的準確性，提示主泵內部流場的流動規律。

1 模型介紹

本文主泵葉輪模型為軸流式，葉片5片，導葉11片。設計轉速n=1490r/min，設計流量Q=16800m3/h。葉輪外徑為763mm，葉頂間隙約為1mm。根據參數建立實體模型如圖1所示。模型采用結構化網格劃分，近壁面加密網格以控制y+。網格單元體總數約為130萬。計算區域進口采用質量流量，無周向速度進口，出口壓力設置為環境壓力。主泵所有固體壁面均設為無滑移，在近壁區設置壁面函數，葉輪段外壁（即輪緣）設置為不旋轉的靜墻。在設計轉速下進行不同工況的數值計算，得到主泵的性能曲線。

2 試驗裝置

圖2給出了試驗系統圖，包括進水箱、泵、出水箱、輔助雙吸泵、電動蝶閥（作為管路調節閥）、充水泵、排水泵和水庫等。

3 結果與分析

3.1 數值模擬與試驗結果對比

對主泵不同工況的揚程和效率進行了預測，并與試驗結果進行對比，二者較為接近，如圖3和圖4所示。可見數值模擬方法比較準確地預測了主泵的外特性。

3.2 數值模擬結果分析

3.2.1主泵水力部件各部分損失分析

將各工況（0.8Q、0.9Q、1.0Q、1.1Q和1.2Q）導葉、泵殼損失占對應工況揚程比例的分析繪成曲線如圖5。

由圖可知，導葉段最小損失段涵蓋了設計工況。當流量變大或變小（即偏離設計工況），導葉段損失均變大，小流量工況損失增大較為明顯。泵殼段損失基本高于導葉段損失，且隨著流量的增加而增大，流量較大時，增大較為明顯，可見環形壓水室水力損失較大。

3.2.2 速度、壓力分析

如圖6所示，葉片上的壓力由入口到出口不斷升高，且上升幅度較大，說明水力性能和工作狀態較好。葉片背面入口處存在低壓區，但因主泵介質工作壓力較高（主泵進口約為15MPa），故不容易發現空化。

圖7為導葉出口開始到泵殼出口的流線圖，可見流體流動情況良好，從導葉出來的流體幾乎無圓周速度，在泵殼內混合后流向泵殼的出口。

4 結論

本文將數值模擬與試驗相結合，對某核電站主泵的外特性性能與內特性流場特征進行了較全面且直觀的分析，揭示了軸流式核主泵的葉輪、導葉以及泵殼內的流動特點，為核電站主泵的性能分析和優化設計提供了有益的參考。

參考文獻

[1]臧希年.核電廠系統及設備[M].北京：清華大學出版社，2003.

[2]張克危.流體機械原理[M].北京：機械工業出版社，2006.

作者簡介：李亞新（1985-），男，助理工程師，河南人，2007年畢業于哈爾濱工業大學熱能與動力工程專業學士學位，一直從事動力機械的設計、流場分析及試驗方面的研究。