核主泵壓力脈動及其誘導振動研究進展

(大連理工大學，遼寧 大連 116024)

核主泵是驅動核島內高溫高壓高放射性工質循環,將反應堆芯核裂變的熱能傳遞給蒸汽發生器產生蒸汽,推動汽輪機發電的裝備。核主泵泵體是單級單吸混流式離心泵,水力部件主要包括泵殼(壓水室)、葉輪和導葉等零部件,通常具有較高水力效率和良好抗汽蝕性能[1]。作為一回路主要承壓邊界,核主泵設計首先基于泵殼耐壓和運行安全,其次才是其水力效率要求。核主泵類球形等截面環形壓水室及其設置的徑向出水口,旨在保證其承壓能力。葉輪與導葉結構形式類似,均由輪轂、輪緣和葉片組成,輪轂和輪緣采用回轉面,葉片呈周向布置于輪轂和輪緣間,水力零部件具有高表面完整性,旨在提高其水力效率[2]。由于核主泵壓水室等非常規設計,流動不穩定可導致出現嚴重振動,此外,反向流動、葉片后緣渦脫落等非定常流動也會引起強烈的脈動。核主泵工質流動結構、特別是非定常流動特性與壓力脈動之間的關系,壓力脈動誘導振動的作用等研究,不僅為確保其安全穩定運行提供技術保障,而且為核主泵優化設計和高性能制造提供實驗與理論依據。

壓力脈動是泵運行過程中機械結構導致的與流體靜態壓力分量疊加的動態壓力分量,表現為隨時間變化的壓力是一個圍繞設定壓力值產生的不規則正弦或余弦曲線,主要包含隨機脈動和周期脈動。頻率接近于白噪聲的隨機脈動,可以認為是隨機因素所引起的;頻譜為葉頻或軸頻倍頻的周期脈動,可以認為是固定因素所產生的規律性脈動[3]所引起的。壓力脈動會引起核主泵振動,甚至會加劇機組的結構振動。核主泵的長期振動會導致機械疲勞損傷、軸系開裂甚至泵軸斷裂等故障和事故。因此,降低和控制核主泵振動對于保證60年超長安全使役十分重要。隨著近年來我國核電建設的迅速發展,核電裝備整體設計制造水平顯著提升,突破包括核主泵壓力脈動及其對振動的影響等難題成為核電裝備研發的關鍵問題。

本文針對核主泵壓力脈動問題,綜述了近年來國內在核主泵常規壓力脈動和異常壓力脈動行為、壓力脈動產生的微觀機制、壓力脈動對振動影響及其抑制方法等方面研究進展。一方面總結核主泵模型試驗和最新發展的流體動力學數值模擬計算方法,揭示葉輪和導葉間動靜干涉的物理機制,確定設計的正常工況、異常工況,以及制造特征參數的影響作用;另一方面探明壓力脈動與振動的相干性,提出減少和抑制核主泵壓力脈動誘導振動的有效方法,旨在為提升我國核主泵的整體設計制造水平提供理論和技術支撐。

1 核主泵的壓力脈動行為

核主泵壓力脈動可分為常規壓力脈動和異常壓力脈動,常規壓力脈動是在正常運行工況下產生的,而異常壓力脈動則是在確定的設計工況或事故工況下發生的。核主泵壓力脈動研究主要采用數值模擬和縮比模型試驗方法進行。數值模擬多采用目前大型離心泵通用的Reynolds時均(RNG)法,近年來大渦模擬(LES)法和分離渦(DES)法等也相繼被采用。相比于RNG法,LES法可以更好地模擬核主泵壓水室內小尺度渦結構對壓力脈動的影響,但LES法對計算資源的要求較高,而DES法兼備RNG法計算量小和LES法計算精度高的雙重優點。模型試驗研究中,通過在泵體表面的監測點設置壓力傳感器記錄壓力波動,再通過快速Fourier變換獲得壓力脈動的頻譜特征。

1.1 正常運行工況

核主泵在額定流量、轉速和設計揚程的正常運行工況下,高速旋轉葉輪的出口邊射流與靜止導葉入口邊存在著相互切割作用,動靜干涉造成葉輪與導葉之間壓力的周期脈動[4]。圖1分別給出了流體動力學計算的兩種模型核主泵葉輪、導葉流道內監測點的壓力脈動振幅和主頻處的壓力幅值[5-6]。壓力脈動振幅ΔP為動態壓力最大與最小值差,主頻處的壓力幅值P為壓力脈動頻譜的壓力峰值。AP1000模型泵的轉速為1450 r/min,設計流量為17 886 m3/h,揚程為111.3 m[見圖1(a)]。縮尺模型泵的轉速為1 500 r/min,設計流量為1385 m3/h,揚程為18 m[圖1(b)]。沿著流體流動方向,壓力脈動振幅先升高后降低,在導葉入口G1、Q1達到最大值,這是由于葉輪流出的高速流體進入導葉時,與導葉葉片進口邊之間發生沖擊、回流、摩擦等動靜干涉作用所致。各監測點主頻處的壓力幅值變化趨勢與壓力脈動幅值相近,監測點G1-G4、Q1-Q3處壓力脈動的主頻位于葉頻位置,監測點Y1-Y4、P1-P3處壓力脈動的主頻位于導葉通過頻率(導葉葉片數×轉頻)位置,壓力脈動主要受到葉輪和導葉間動靜干涉作用的影響。

圖1 核主泵葉輪、導葉通道內沿流體流動方向的壓力脈動振幅ΔP和主頻處的壓力幅值P[5-6]Fig.1 Amplitude ΔP of pressure pulsation and pressure value P at dominant frequency along the fluid flow direction in the flow channel of the impeller and guide vane [5-6]

AP1000核電站中,蒸汽發生器出口段與核主泵進口段直接相連,核主泵進口段實際上是非穩定入流。王悅薈等[7]對帶有蒸汽發生器的核主泵水力模型進行了水力性能分析,由于流體失去周向對稱性,高速流體與低速流體間產生橫向壓差,入口段出現局部渦流,導致葉輪內部流場進一步復雜混亂,加劇了葉輪的不平衡受力,核主泵揚程和效率均發生下降。龍云等[8]對穩定入流和非穩定入流工況下核主泵壓力脈動情況進行了比較分析,較穩定入流,非穩定入流情況下核主泵進口段葉頻處的壓力脈動幅值明顯增大。

1.2 異常工況

核主泵啟停、變流量等特殊的設計工況,特別是事故工況下壓力脈動都會顯著加劇。啟動加速度和葉輪轉速對核主泵葉輪和導葉內部流動及壓力變化影響顯著,啟動加速度越大,內部流場流動越不穩定,壓力脈動幅值的變化規律進一步復雜化。反之,內部流動穩定,壓力變化幅值具有一定的規律性。轉速的增加也會導致葉頻處的壓力脈動幅值增大。工質物性變化對核主泵壓水室的壓力脈動同樣影響顯著,隨著工作溫度升高,工質密度和黏度變小,導致葉輪與導葉之間的動靜干涉強度減弱,葉輪出口和導葉進口處的壓力脈動幅值逐漸降低。

朱榮生等[9]研究了核主泵變流量工況過渡過程中的瞬態動力學特性,AP1000模型核主泵變流量過程中一個周期內葉輪的瞬態壓力變化如圖2所示。改進后的AP1000核主泵模型,從設計流量工況(1.0Q)向大流量工況(1.2Q)過渡時,隨著流量的增大壓力呈下降趨勢,但壓力脈動幅值變化不明顯(見圖2(a)),向小流量工況(0.7Q)過渡時,隨著流量的增大壓力呈上升趨勢,葉輪出口處的壓力脈動幅值出現了明顯上升(見圖2(b))。圖3總結了系列葉輪/導葉葉片數核主泵壓力脈動振幅ΔP隨流量變化規律[6,10-12]。偏離額定流量工況程度越大,無論是大流量工況還是小流量工況,壓力脈動都將更加嚴重。小流量工況下葉輪出口、導葉入口和壓水室出口出現明顯的回流,導致該區域出現劇烈的壓力脈動。

圖2 核主泵變流量過渡過程葉輪內部瞬態壓力變化[9]Fig.2 Transient pressure change in the process of variable working conditions[9]

圖3 核主泵不同流量工況的壓力脈動振幅ΔP[6,10-12]Fig.3 Amplitude of pressure pulsation ΔPat different working conditions[6,10-12](Z1: Impeller blade number;Z2: Guide vane blade number)

核主泵流體流動的不穩定性是造成壓力脈動的重要原因。制造過程中的葉輪偏心、動靜轉子間隙偏差和表面加工質量等缺陷,也是影響核主泵異常工況下壓力脈動的原因。陶然等[13]將小偏心量加入葉輪后進行非定常數值模擬計算,核主泵葉頻處的壓力脈動幅值隨葉輪偏心距增加而增大。程效銳等[14]在設計流量工況下,增加動靜轉子間隙比,葉輪的揚程和效率都有所減小,間隙比大于 4.9 時,葉輪的揚程和效率降低趨于平緩,間隙比為 2.2 時,葉輪的揚程和效率值最高。動靜轉子間隙比的變化對導葉和壓水室內的水力損失影響較大,間隙比為 4.0 時,導葉和壓水室內的損失均最小。

2 壓力脈動產生的微觀機制

較Reynolds時均法,近年來迅速發展的LES法,可以清晰地展示出核主泵壓水室內的小尺度渦結構。圖4給出了核主泵壓水室靠近出口的右側區域一個旋轉周期內瞬態渦量的演變過程[15]。采用LES法研究核主泵非定常流動特性,葉輪出口處噴出的高速尾流通過導葉葉片前緣,產生動靜干涉作用,然后噴射尾流進入導葉流道。隨著葉輪的旋轉,渦開始從導葉葉片后緣脫落,該區域的壓力脈動頻譜和渦量頻譜的主要激振頻率均為葉頻。導葉出口處出現大尺度的分離流動結構,貫穿流直接進入壓水室出口段,而循環流在壓水室內進行周期性流動,其中循環流的循環周期約為1/3倍轉頻,該區域的壓力脈動頻譜和渦量頻譜的1/3倍轉頻處均出現了明顯的峰值,該區域的不穩定流動與動靜干涉作用產生的壓力脈動相關,反向流動和葉片后緣渦脫落引起了強烈的壓力脈動。盡管流動中渦脫落行為的實驗觀察尚存在困難,但是先進數值分析方法為認識壓力脈動產生的微觀機制提供了有利條件。

圖4 核主泵壓水室靠近出口右側區域一個旋轉周期內瞬態渦量的演變過程[15]Fig.4 Evolution process of transient vorticity magnitude in one rotating cycle at the right side near the outlet of the main coolant pump [15]

3 壓力脈動誘導振動及其抑制措施

葉輪葉片表面壓力脈動是葉片所承受的主要載荷,對葉片疲勞壽命等影響較大,壓力脈動的幅值、頻率成分直接決定了葉輪的使用壽命,在不考慮共振的情況下,壓力脈動以簡諧波形式施加于葉輪表面,葉輪承受對應載荷下的交變應力。核主泵在工作過程中,沿葉輪葉片工作面徑向截面的平均速度大于沿葉片背面的平均速度,且平均速度均由葉片輪轂側至輪緣側逐步遞增。葉片的工作面壓力明顯高于背面,葉片的背面在進水口區域存在一片低壓區,壓力沿流體流動方向逐漸增大,最大壓力位于工作面靠近葉片片尾處。若交變載荷頻率和葉輪固有頻率接近,則引發葉輪的共振,共振可放大交變應力和交變載荷的幅值,放大倍數由交變載荷、結構固有頻率及結構阻尼共同決定[16]。

壓力脈動是造成離心泵低頻振動的主要原因之一。郭維等[17]基于相干分析研究了船用離心泵進口、隔舌以及出口壓力脈動與泵基腳振動之間的關系,設計工況下,進口壓力脈動在0～1000 Hz與泵基腳振動的相干性較大,而隔舌壓力脈動在0～600 Hz和700～900 Hz與泵基腳的相干性較大,但出口壓力脈動僅在幾個軸頻的高次倍頻與泵基腳振動具有相干性。高波等[18]則建立了低比轉速臥式離心泵壓力脈動與振動之間關系。圖5給出了實驗測量的位于轉子軸心正上方蝸殼表面的監測點處振動頻譜及其相鄰位置處的壓力脈動頻譜,離心泵內壓力脈動信號與泵體振動信號在基頻處較為相似,在葉頻(145 Hz)處均出現峰值。

圖5 低比轉速臥式離心泵監測點測量信號[18]Fig.5 Measurement signals at the monitoring point of a low specific horizontal centrifugal pump[18]

減少和抑制核主泵的壓力脈動,可以從設計制造及限制工況等多方面入手。設計方面,采用錯列導葉結構、改變導葉葉片后緣形狀、導葉周向分布形式、葉片堆垛傾角、優化葉輪與導葉葉片數等方法。制造方面,改善水力零部件的表面加工質量,提高表/界面完整性和裝配精度。限制工況方面,可采取適當降低轉速、降低啟動加速度等。

4 總結與展望

核主泵在核島內高溫高壓高放射性條件下60年超長使役,極端工況對其安全可靠性的挑戰十分嚴峻。在核主泵全壽命周期內,要求數百次的正常啟停操作,提速至最高限制轉速階段、最高限制轉速恒速升溫階段和最高轉速提速至額定轉速階段,低速啟動同時變頻轉換驅動運行,變頻后的流量、揚程、轉速均發生明顯變化,導致內部流動改變,甚至影響正?？煽窟\行。停機惰轉釋放余熱,工質溫度和水力性能參數經歷更為復雜的變化過程。設計的正常工況、異常工況以及制造特征參數對壓力脈動誘發振動影響顯著。大型先進壓水堆核電站的非能動、模塊化和組合功能發展趨勢,核主泵與一回路系統的緊密關聯,亟待掌握核主泵壓力脈動對系統的擾動作用規律。因此,核主泵的壓力脈動及其誘導振動規律依然是大功率核主泵研發的關鍵問題。

致 謝：

國家重點基礎研究發展計劃項目“大功率屏蔽式核主泵自主化形性協同制造原理”(2015CB057300)資助。