压水堆主泵及液态金属泵转子动力学研究进展

核主泵是核电站的关键设备之一,也是反应堆冷却系统的唯一旋转机械设备,其稳定运转对整个反应堆的正常工作至关重要,因此,针对核反应堆主泵开展转子动力学研究,探究主泵转子部件的模态振型、固有频率和支撑系统的刚度阻尼、液膜厚度十分必要。以国内外有关压水堆主泵及液态金属泵的转子动力学研究为重点,围绕压水堆主泵、钠冷快堆主泵、熔盐堆主泵、铅冷快堆主泵4种核主泵类型,从核主泵及其转子部件的结构特点出发,对现阶段主泵导轴承润滑性能和主泵转子结构固有频率、模态分析、临界转速等转子动力学特性的研究进展进行综述和展望,以期对有关核主泵转子动力学特性的计算分析起到一定的借鉴和指导作用。

二回路系统钠泵流体动静压混合润滑轴承的润滑机制及动力学特性

对某型工程中的复杂二回路主循环系统钠泵流体动静压混合润滑轴承进行分析。采用流体动静压润滑理论,利用高级旋转机械动力学分析软件包ARMD对该型轴承进行建模和分析,揭示该型轴承相对于传统润滑轴承润滑机制的特殊性,研究不同外载荷、不同转速、不同初始偏心率下钠泵轴承的润滑性能参数及动力学特性参数的演化规律。研究结果表明:外载荷、转速和初始偏心率是影响钠泵轴承润滑性能的重要因素,最大压力、功耗、温升及刚度阻尼系数随外载荷的增大而增大,随初始偏心率增大而略有降低;最小膜厚则反之。该研究为进一步开展钠泵轴承-核主泵转子耦合系统的动力学特性的研究奠定基础。

核主泵内部流动干涉的瞬态效应研究

为了揭示核主泵叶轮和导叶的流动干涉效应,采用相似换算法和多参数匹配法,基于RNG k-ε湍流模型与块结构化网格,对缩比系数为0.5的模型泵进行非定常数值模拟。结果表明:扬程脉动幅值与运行工况有关,额定工况时扬程脉动的幅值最小,偏离最优工况时,扬程脉动幅值逐渐增大。导叶内部流道产生不稳定的流量脉动效应,大于0.8Qd工况时,导叶内流量脉动瞬态效应不明显;小于0.8Qd工况时,导叶内流量脉动趋于不稳定。考虑到机组的水力稳定性,运行工况应大于0.8Qd。动静干涉使导叶内静压分布呈现周期性脉动,导叶压力面平均脉动幅值最大,吸力面平均脉动幅值最小,压力脉动的周期与叶轮叶片数有关;导叶内静压分布与叶轮尾缘和导叶前缘相对位置有关,叶轮尾缘对导叶入口流动的阻塞效应,是诱发导叶内静压脉动的主要原因。

基于LS-SVM方法的某核电站主泵故障诊断

主泵是核电厂非常重要的设备,它直接关系到整个核动力装置能否安全运行,对其进行有效的故障诊断十分必要。支持向量机(SVM)具有使用较少的训练样本达到较好分类效果、不需要故障分类的先验知识的特点,可以应用于主泵的故障诊断。为此,首先使用小波变换提取某主泵的转子质量不平衡、转子不对中、碰摩等三种典型故障的故障信息,然后使用最小二乘支持向量机(LS-SVM)方法对故障模型进行训练,最后对训练得到的模型进行故障诊断。诊断结果较好,从而验证了该方法的有效性。

基于比面积调控的核主泵动静叶栅数值优化研究

核主泵动静叶栅的参数匹配对水力性能有显著影响。为了提高核主泵整机效率,本文基于动静叶栅几何参数的匹配关系,采用正交试验方法,选取调控比面积的三因素及三水平,探讨比面积对泵水力性能的影响机制;基于各因素平均值,综合考虑叶轮和导叶几何参数及其交互作用对扬程、效率影响的显著性,确定最优组合方案。研究表明:比面积对扬程和效率影响显著,ξ取0.835时,动静叶栅几何参数达最优匹配度,此时扬程和效率均达峰值点。导叶叶片前缘区域,ξ对液流速度的影响较显著,导叶内部速度值呈线性下降趋势时,导叶叶片对液流的控制力较强。当ξ取0.835时,CFD验证导叶水力损失达最小值。获得最佳比面积ξopt为0.835,动静叶栅内部水力损失最小,提高了核主泵整机性能。研究结果为核主泵动静叶栅水力设计,提供了理论依据。

动静转子间隙比对核主泵水力性能的影响

基于三维不可压缩流体的N-S方程和RNG k-ε湍流模型,运用试验和数值计算相结合的方法,对设计工况下不同动静转子间隙比Δδ的混流式核主泵水力模型的三维湍流流场进行数值计算,研究Δδ对模型泵水力性能及内部流场的影响.结果表明:在所取的间隙比范围内,设计流量工况下,随着Δδ的增大,泵的总扬程和效率先增大后减小;当Δδ=3.1时,泵的总扬程和效率都达到最大值;导叶和压水室内的水力损失受Δδ的影响较大,导叶内水力损失在Δδ=2.2时最大,压水室内水力损失在Δδ=5.8时最大,当Δδ在3.1~4.0时,在导叶和压水室内的水力损失均较小.叶轮出口和导叶进口的相对速度随Δδ的增大而相互趋近,从前盖板流线到后盖板流线相对速度基本呈单调递减,叶轮出口和导叶进口相对速度分布在Δδ=3.1时最合理.研究结果可用于分析混流式核主泵水力模型的内部流场特征,并为其高效水力模型的优化设计提供参考.

基于“流体-结构”耦合的主油泵转子动态响应分析

在主油泵的结构设计中,必须从安全的角度考虑转子的静力学和动力学特性限制,并且会采用简化的计算模型来分析这些特性。然而主油泵转子有一些复杂边界条件难以包括在简化模型中,作用在叶轮表面上的油压分布就是其中之一。这不仅会改变运行中转子的固有频率,而且影响转子的应力和变形。为了更精确地分析这些影响,本文采用"流体-结构"耦合法对1000MW汽轮机组润滑油系统主油泵的流场和结构力学性能进行数值模拟,对分别工作在空气和油中的叶轮进行转子静力学和动态响应特性分析。结果表明,在空气和油中该转子的振型类似,在油中随着阻尼增加其固有频率相应的减小,与实际情况一致。本文的研究结果证明所提出的方法是有效的,对类似几何特征的其它泵转子的动态特性分析具有借鉴作用。

转子悬臂比对核主泵水力振动的影响

为研究转子悬臂比对核主泵水力振动的影响规律,针对CAP1400核主泵,在其他几何参数均给定的条件下,通过改变泵轴的悬臂比,设计了25个模型方案。应用多重参考系下的雷诺时均N-S方程和RNG k-ε湍流模型对核主泵流体域进行了计算,采用单向流固耦合方法,分析了核主泵叶轮叶片的应力、应变在不同悬臂比、不同工况下的变化规律,并在有预应力和无预应力情况下,对不同悬臂比的核主泵进行了转子动力学特性研究。结果表明:当泵轴伸出端长度一定时,核主泵叶轮叶片的应力、应变及转子系统的前6阶固有频率与悬臂比的相关性不强,但对工况变化的敏感度较高;相同工况下,核主泵叶轮叶片的最大变形量随悬臂长度而增大,但不随悬臂比而变化,最大应力不随悬臂长度及悬臂比而变化;流固耦合作用能降低转子系统的固有频率,且降低幅度随阶数的增加而减小。

核电厂主泵转子临界转速研究

作为驱动一回路冷却剂循环流动的关键设备,核电厂主泵在临界转速下运行时,主泵转子会因共振现象而出现剧烈振动,进而对反应堆的安全运行产生不利影响。针对主泵转子临界转速的安全问题,本文简述了主泵安全运行的重要性和转子临界转速的相关研究,结合某核电厂主泵转子的参数,考虑流固耦合作用,利用ABAQUS软件构建主泵转子有限元模型。通过开展模态计算,本文对比分析了主泵转子的干、湿临界转速。结果表明,在冷却剂浸没条件下,主泵转子的临界转速较干态有所降低,但仍可满足安全运行要求,主泵转子的设计具有较高的可靠性和安全裕量。

基于暂态信息的大型核电站主泵转子稳定性自动化测度方法

基于ANSYS方法构建的泵轴有限元模型不稳定,导致核电站主泵转子稳定性测度效果不佳,因此研究基于暂态信息的大型核电站主泵转子稳定性自动化测度方法。通过提取核电站主泵转子特征,计算出主泵转子轴向力,并基于暂态信息构建泵轴有限元模型,通过选线算法最终完成自动化测度。实验结果表明,所提方法测定数值的相对误差为1.05,基于ANSYS方法测定数值的相对误差为3.85,故所提方法测定数值误差较小,自动化测度核电站主泵转子稳定性效果较好。

核主泵动静叶栅内部瞬态流动特性研究

采用分离涡模型(DES)和块结构化网格技术,针对CAP1400反应堆冷却剂泵原型和0.4缩比模型,通过计算流体力学(CFD)数值分析和外特性试验,验证了DES模型的适应性和计算精度。首先,在不同工况下研究模型泵动静叶栅表面载荷分布规律,发现叶片所受载荷极不均匀,靠叶片前盖板处的载荷约为靠后盖板处的2倍;导叶叶片所受的载荷随工况变化的差异性较为复杂,大流量下近入口段载荷相对较大,甚至改变方向。基于涡动力学阐明了动静叶栅内湍涡运动和演化过程,揭示了在噪声干扰条件下叶轮、导叶的瞬态流场结构及演化机制。