基于流固耦合的余热排出泵转子模态分析

核电用余热排出泵的可靠性至关重要。通过ANSYS的FSI功能对余热排出泵进行流固耦合分析,得到流体对固体的流固耦合作用力;应用ANSYS中的模态分析功能对余热排出泵转子无预应力下的模态以及流固耦合作用力和旋转离心力作用下的模态进行了对比分析。结果表明:流固耦合载荷力对转子固有频率的影响大于旋转离心力;在同时考虑流固耦合力和旋转离心力条件下,余热排出泵转子固有频率介于只考虑旋转离心力和只考虑流固耦合力的固有频率之间,且除第3阶外均小于无预应力下的固有频率。其中,第2阶模态的固有频率与无预应力相比更接近于激振频率。在预应力作用下,振幅有所上升。

余热排出泵水中模态分析

为了真实反映转子在水中振动情况,基于流固耦合动力学方程,采用ANSYS WORKBENCH有限元软件,对余热排出泵转子进行水中模态分析.分别计算了转子在空气中,预应力下及水中模态分布,得到相应固有频率及振型,并对比分析预应力和水附加质量对转子振动性能的影响.分析结果表明,预应力提高转子固有频率,变化率为4.42%-22.41%,并且主要提高扭转方向固有频率;水附加质量降低转子固有频率,变化率为4.69%-11.5%,阶数越高,变化率越大,与振动方向无关.在此基础上,根据核电要求对余热排出泵转子临界转速进行计算校核.计算得：第一临界转速5 475.6 r/min和第一扭转临界转速6 694.2 r/min远远超过运行转速1 490 r/min,水力激振频率173.8 Hz也处在安全范围内,符合核电要求.

核电站余热排出泵热冲击回路设计

为检验余热排出泵的耐热冲击能力及其运行稳定性,基于能量守恒定律和冷态、热态回路不同工况的实际要求,设计了热冲击回路系统,并对主要设备进行热平衡计算,以确定设备型号.设计的热冲击回路系统包括冷态、热态两回路,通过三通阀的自动切换作用,进行冷态、热态条件的及时切换试验,以模拟核动力装置中余热排出泵的实际工作状况.试验结果表明,设计的余热排出泵热冲击回路系统可较为真实地模拟核动力装置实际运用情况;对设备进行的热平衡计算确定了主要设备型号;构建便捷的冷态、热态切换方式,可验证泵各部件的耐热冲击能力.

余热排出泵小破口失水事故空化特性数值分析

为研究小破口失水事故工况下余热排出泵内部空化流动特性,基于Rayleigh-Plesset方程的混合物均相流空化模型和剪切应力运输SST湍流模型,对余热排出泵高温高压环境下叶轮内空化流动进行全流道数值计算。根据计算结果获得了余热排出泵小破口严重事故工况下扬程和效率的衰减曲线及空化发生的初始压力,捕捉到泵内空化的发生、发展过程。研究结果表明:当环境压力降低至大约1.15 MPa时,叶片吸力面进水边靠近前盖板处开始出现空泡,随着环境压力的降低,空泡分布区域及空泡体积分数不断扩大;当压力降低至1.143 MPa时,叶轮内部最大空泡体积分数达到50.17%,严重空化时,叶片工作面会有空泡聚集并造成叶轮流道严重堵塞致使泵扬程急剧下降。通过分析空化发生的状况得出空化发生的初始压力,为余热排出泵的设计提供一定的参考。

导叶安装位置对余热排出泵内流特性的影响

为研究导叶与蜗壳的最优相对安装位置,采用ANSYS CFX14.0对百万千瓦级核电用余热排出泵不同流量工况下定常流动进行全流道三维数值模拟,分析导叶与蜗壳5种不同相对位置对余热排出泵内部流动特性的影响规律,对比分析了泵内部压力、速度及湍动能分布特性.结果表明:在设计流量和大流量工况下,导叶与蜗壳不同相对位置对扬程的影响较小;在小流量工况下,导叶与蜗壳的相对位置对叶轮内部压力分布影响较小,对导叶和蜗壳内流特性影响较大;当导叶与蜗壳相对位置θ=79.56°时,余热排出泵高效区最宽,导叶流道内沿流线方向压力梯度变化比较均匀,蜗壳流道内压力、速度梯度变化最小,蜗壳出口压力梯度变化均匀.该研究为导叶的最优相对安装位置提供了一定的参考.

基于三维湍流数值模拟的余热排出泵叶轮优化设计

采用多块网格技术,利用六面体结构化网格和四面体非结构化网格相结合的混合网格离散计算域,采用稳态多参考系方法求解RANS方程,对余热排出泵内部的三维湍流流动进行数值模拟.为了增强数值模型的可靠性,对4种湍流模型的适用性进行了评估,其中剪切应力输运(SST)湍流模型计算值与试验值最接近.通过分析余热排出泵叶轮子午面和叶片通道间的流动,发现由于局部结构设计不合理使叶片进口边靠近前盖板侧有回流且叶片通道内有较大的旋涡和流动分离现象,流动损失较大.在保证导叶与蜗壳结构不变的前提下,通过调整叶轮盖板的曲率形状和修改叶片进口安放角和叶片型线对叶轮进行了优化设计,使叶轮内流场分布得到了有效改善.结果表明:优化后泵的流量和扬程都满足设计要求,且设计工况点的效率提高了约7%.

余热排出泵压力脉动频谱特性数值和试验研究

余热排出泵是核电站中的核二级泵,保证核电站安全停堆。采用导叶和环形蜗壳结合的结构形式以保证余热排出泵安全可靠运行。为研究余热排出泵内部压力脉动的分布和传播规律,采用非定常数值模拟和试验获得了泵内部动静干涉引起的压力脉动信号,并采用频谱法获得了压力脉动频谱特性。结果表明:数值模拟和试验同时捕捉到导叶离心泵内部由动静干涉引起压力脉动频率的两种基本频率(叶轮叶片通过频率和导叶叶片通过频率)。在叶轮流道内导叶叶频及其谐频的压力脉动频谱幅值从叶轮进口到叶轮出口逐渐增强,幅值最大产生在叶片出口边的工作面。在导叶流道内叶轮叶频及谐频下的压力脉动频谱幅值最大发生在喉部。在环形蜗壳流道内叶轮叶频及谐频下的压力脉动频谱幅值分布与导叶叶片出口边位置有关。研究结果可为降低泵内部压力脉动提供一定的参考。

余热排出泵不同启动过程的内部流动特性

为研究余热排出泵不同启动过程的内部流动演化过程,采用基于Flowmaster与CFD的联合仿真方法对余热排出泵3种启动过程内部瞬态流场进行了数值模拟,分析了不同启动过程泵内压力、速度分布规律以及叶轮和导叶流道内的旋涡演变过程.基于Matlab-Simulink建立电动机启动模型,通过仿真后得到电动机启动过程转速随时间变化规律,结果表明:电动机经过5.5 s后,达到额定转速;在Flowmaster中建立余热排出泵启动过程仿真模型,得到不同启动过程中的流量变化规律;分析不同启动过程余热排出泵内部流场,由于交替启动过程是在高温高压的工况下运行,泵内压力梯度要明显大于最小流量管线启动过程,而双泵运行状态时蜗壳内的压力分布基本保持不变;分析不同启动过程余热排出泵内部速度分布及旋涡演化规律,3种启动方式都经历了旋涡的产生、分离、消失3个不同阶段,双泵运行状态下旋涡消失要早于最小流量管线启动和交替启动过程,在t=5.5 s时流道内流动已相对均匀,直至稳定运行状态,由此反映了启动过程中流体的惯性作用明显影响着流场的发展;对比3种启动过程下扬程曲线,双泵运行状态时扬程最小,扬程随叶轮旋转达到最大值,并出现一个瞬时冲击扬程,双泵运行状态时冲击现象最为明显.

浅谈1000MW核电站用余热排出泵

核电是目前世界上最具发展前景的能源,大功率机组的核电站更是发展趋势。核电用泵是核电站的关键辅机,依据可靠性要求程度和泵的作用核电用泵分为核一级、核二级、核三级泵,其中余热排出泵属于核二级泵,而且是唯一一种位于安全壳内的核二级泵。本文简介1000MW核电站用余热排出泵的技术特点、性能要求及技术难度。

余热排出泵叶轮内空化流动特性的数值分析

为研究余热排出泵叶轮内空化流动特性,基于Rayleigh-Plesset方程的混合物均相流空化模型和剪切应力运输SST k-ω湍流模型,对余热排出泵水力样机叶轮内空化流动进行数值计算.根据计算结果获得了余热排出泵水力样机空化性能、设计流量工况不同装置空化余量条件下叶轮内空泡分布规律及其叶片表面载荷分布.研究结果表明:设计流量工况下,叶轮内空泡随着装置空化余量的降低逐渐呈不对称性分布,当装置空化余量低至2.63 m时,个别流道发生了堵塞.叶轮不同切面上的空泡分布不一样,切面越靠近后盖板,叶片吸力面上空化区面积越大,扬程发生突降之前,泵叶轮内空化表现为准静态空穴的特征.由于主流方向在叶轮进口处发生了急剧变化,使得叶片压力面靠近叶片进口边上叶片载荷出现了先突然增大然后又迅速降低的变化规律.

余热排出泵内部不稳定流动数值模拟与实验研究

为了研究余热排出泵在多工况下内部流动特性,基于ANSYS CFX软件,采用SST湍流模型,对模型泵进行三维非定常数值模拟,获得了不同工况下余热排出泵的水力性能、内部流场结构和压力脉动特性,同时展开压力脉动实验研究,并与计算结果进行对比。研究结果表明:大流量(1.2Q_d)和设计流量(1.0Q_d)工况下,叶轮和导叶内部流动比较稳定,随着流量的减小叶片进口背面附近开始形成失速旋涡,流道内均发生不同程度的流动分离,且沿着流道向出口处发展;叶轮出口压力脉动主频为7f_z,受导叶叶片数影响;导叶和蜗壳出口的主频均为5f_z,主要由叶频决定;设计流量下各监测点处压力脉动系数幅值最小,越往小流量工况,幅值越大;说明在小流量工况下余热排出泵内部出现了不稳定流动现象。

余热排出泵内部压力脉动特性分析

为了研究余热排出泵内部压力脉动特性,基于ANSYS CFX软件,采用SST湍流模型,对模型泵进行三维非定常数值模拟,得到了余热排出泵的水力性能,并与试验结果进行对比,计算了泵内不同位置的压力脉动情况,对计算结果进行了时域和频域分析.研究结果表明:叶轮与导叶内的压力脉动均呈现周期性变化,叶轮内周期为7,压力脉动与导叶叶片数密切相关,导叶内周期为5,压力脉动与叶轮叶片数密切相关;叶轮进口、中间流道、叶轮出口的压力脉动系数幅值分别为0.018 23,0.106 76,0.177 51,压力脉动信号逐渐增强,导叶进口、中间流道、导叶出口的压力脉动系数幅值分别为0.095 56,0.076 02,0.012 44,压力脉动信号逐渐减弱;叶轮内监测点的主频均为7fr,压力脉动主要由转频决定,从叶轮进口至出口导叶的影响程度逐渐增强,导叶进口主频为15fr,中间流道和出口主频为5fr,导叶内压力脉动主要由叶频决定,沿流道至出口叶轮的影响逐渐削弱;蜗壳监测点主频为35fr,压力脉动主要由叶频决定,且与导叶叶片数相关.

核电站余热排出泵导叶的设计探索

本文利用CFD软件对余热排出泵原始模型在设计工况下的内部流场进行数值模拟,通过对模拟结果的分析发现影响泵性能的因素,据此对子午流道结构进行改进的合理优化设计,从而提高了产品的效率和经济性。本文提出的优化方法为今后的设计提供了有益的参考。

核电厂余热排出泵承压件热冲击分析

采用有限元方法,通过建立核电厂余热排出泵泵体主承压件的三维模型,利用热与应力场顺序耦合的分析方式,对泵体主承压件在热冲击工况下的温度和热应力分布进行分析,获得余热排出泵泵体在承压热冲击工况下的温度、应力分布情况。从热瞬态分析结果可知,在热冲击过程中,泵体内节点温度变化呈现了强烈的非傅里叶效应,从泵体内壁到外表面之间存在明显的温差,其温度梯度随时间增加而逐渐降低,并在6000秒后趋于稳态分布状态。在热瞬态分析基础上,采用结构分析模块对承压热冲击过程中泵体应力分布进行了分析,结果显示,该结构强度能够满足规范要求,但在路径4附近的结构强度偏小,还应进行进一步优化和改进。

基于贝叶斯网络的余热排出泵故障诊断

基于余热排出泵的故障树建立了贝叶斯故障诊断网络。在FT/BN基本转换的基础上,分析了多态逻辑表达的方法和不确定性问题的条件概率表的确定,运用专家分段投票的方法建立了BN网络根节点概率。所建网络可通过节点重要度、灵敏度分析和双向诊断等功能为设备设计使用和维修决策提供参考。

三代非能动核电站余热排出泵转子临界转速分析

以三代非能动核电站正常余热排出泵转子系统为研究对象,建立泵转子及泵机组的有限元模型,采用耦联计算得到转子系统的第一阶临界转速为1872r/min,比通过解耦计算得到的结果小8%,其结果更加接近实际。分析结果表明,转子第一阶临界转速大于泵工作转速的20%,满足规范书的要求。

基于PumpLinx的余热排出泵汽蚀余量的仿真方法研究

阐述了汽蚀的原理与现象,提出了一种对核电厂用正常余热排出泵进行汽蚀余量仿真研究的数值模拟方法。对水力模型流体区域进行建模,并介绍了模型假设和简化、网格的生成方法、工作介质的物性以及数值模拟仿真计算方法。按ANSI/HI1.6离心泵试验要求进行仿真,通过对各流量点不同进口压力的扬程数据进行拟合计算,获得设计流量点、小流量点和大流量点扬程下降3%时的汽蚀余量NPSH3值。

三代非能动核电站余热排出泵转子临界转速分析

以三代非能动核电站正常余热排出泵转子系统为研究对象,建立泵转子及泵机组的有限元模型,采用耦联计算得到转子系统的第一阶临界转速为1 872r/min,比通过解耦计算得到的结果小8%,其结果更加接近实际。分析结果表明,转子第一阶临界转速大于泵工作转速的20%,满足规范书的要求。

余热排出泵叶轮流固耦合特性分析

余热排出泵长期在高温高压环境下运行,其结构的可靠性对整个机组的安全运行有着重要的影响。该文采用单向流固耦合方法研究了几种常用材料及增加叶轮盖板厚度对转子结构动力学特性的影响,同时对比了常温和高温下叶轮的振动特性。结果表明,余热排出泵高温运行时,叶轮的第1阶固有频率为394.17 Hz,较常温下升高了2.28%,远高于叶轮叶片通过频率。在各阶模态振型下,1Cr13MoS叶轮固有频率最大,ZG225-450叶轮固有频率最小。设计工况和偏工况下叶轮的应力及变形变化趋势基本一致,叶轮的变形随半径的增加而不断增大,最大变形量出现在后盖板叶轮出口处。叶轮的应力分布不均,最大应力均出现在叶片尾缘与后盖板接合处。沿着前盖板和叶片接合线,应力的峰值随前盖板厚度增加而减小。沿着后盖板和叶片接合线,增加后盖板厚度明显减小了应力峰值。高温和常温应力变化趋势基本一致,但是高温下叶轮应力明显高于常温。尤其在叶轮进口处附近,高温应力相对于常温应力增加超过300%。该研究结果为下一步进行更加复杂的动力学分析、疲劳分析以及结构优化提供参考。

核电站余热排出泵轴承体的受热分析

余热排出泵是核电站中核岛安全停堆的重要保障,而轴承体又是余热排出泵的安全稳定运行的关键部件。应用传热学理论,分析了轴承体的受热状态,结果表明余热排出泵内高温流体的热量通过泵轴传递到轴承体,再加上轴承的高速旋转摩擦产生的热量,使轴承体的温度过高,影响轴承体的安全稳定运行,须采用循环水进行冷却。根据传热学和能量守恒原理,分析了循环冷却水量与出口水温的关系,为循环水量的确定提供了参考。