小型堆核主泵内部流动特性数值计算

为研究不同工况下小型堆核主泵内部流动情况,采用计算流体动力学(CFD)数值模拟与试验相结合的方法,选取4种工况(0.6 Q d,0.8 Q d,1.0 Q d与1.2 Q d)进行内部流动特性分析,并选取具有典型意义的出口中心截面,以三维速度流线、速度分布云图、涡量分布云图等形式,对比考察了不同流量工况条件下泵内部流动规律及其变化趋势.通过分析叶轮与导叶之间的通道回转面压力、速度分布云图以及叶轮叶片与导叶叶片的叶片压力载荷曲线,解析了叶轮和导叶内部的流动分布和能量转换机制,从而为小型堆核主泵的水力优化设计提供直观认识.研究结果表明:在设计流量工况1.0 Q d下,小型堆核主泵内部流线平顺稳定,叶片工作面与背面压力载荷较稳定;在小流量工况0.6 Q d和0.8 Q d下,叶轮叶片上高压区增大;在大流量工况1.2 Q d运行时,泵内压力分布变化较大;试验结果与数值计算结果的一致性进一步验证了计算模型的准确性.研究结果不仅阐释了小型堆核主泵内部的流动特性,而且为小型堆核主泵的设计提供了一定的理论依据和应用指导.

氮气稳压对主泵运行的影响综述

随着小型模块反应堆的发展,氮气稳压方式得到广泛的关注和重视。通过对氮气稳压过程中的热力学分析,发现氮气稳压除具有体积小、结构简单、响应快速等优点外,使用氮气稳压的水循环在相等时间内补水泵启动补水的频率更小。基于国内外常规泵与核主泵两相流研究现状,从气泡析出、气泡迁移、气泡聚集以及对主泵性能影响等方面分析传统泵两相流与氮气稳压下的主泵两相流的区别。

核电厂反应堆冷却剂泵惰走试验稳定流量分析

对核电厂反应堆冷却剂泵惰走试验意义、试验过程和计算原理进行了介绍,通过理论分析、试验数据对比分析以及流量计误差分析,得出不同稳定流量对试验计算结果的影响,通过优化环路稳定流量的选取时刻,从而减少试验时间。

反应堆一回路对核主泵叶轮入流特性的影响

为了研究反应堆一回路对核主泵(RCP)叶轮入流特性的影响,将蒸汽发生器(SG)、入口弯管、冷热段管道、核反应堆及RCP进行联合简化建模.基于CFD方法对其一回路进行流场计算分析,对比分析均匀入流条件下RCP数值计算结果与试验结果,可以发现,由数值模拟得到的扬程和效率误差均在5%以内,验证了数值计算方法的正确性.在反应堆一回路中采用多孔介质模型,通过泵特性曲线与管路特性曲线的动态匹配,使得闭式系统RCP流量与额定工况值相差0.998%,扬程相差3.76%,二者误差较小,从而实现了管路阻力的动静态调节.研究结果表明:入口弯管内流动的周向对称性被破坏,其压力和速度分布呈现不均匀分布,受弯管曲率的影响,在离心力作用下产生二次流动;与均匀入流工况相比,非均匀入流工况下RCP入口处形成了一对回旋方向相反的旋涡,速度和压力的对称分布特性被破坏,且沿周向和径向的轴向速度变化均大于平均速度的80%.因此,本研究建立的数值预测方法可以为研究反应堆一回路对RCP叶轮入流特性的影响提供理论依据.

导叶安放角对核主泵水力性能的影响

为研究导叶安放角对核主泵水力性能的影响,对5种不同导叶安放角下的核主泵模型进行定常数值计算,并基于熵产理论分析了泵内流动损失变化。结果表明:在设计流量和大流量工况下,DY4模型的扬程和效率最高,最佳效率出现在设计流量下,相比DY1模型提升了3.68%;在设计流量和大流量工况下,DY4模型的压力和速度流线分布均匀且变化平稳,导叶和蜗壳内流动损失占比最低,高流动损失区域面积较小;在小流量工况下,DY5模型的扬程和效率最高,最高效率出现在流量比为0.8时;DY5模型导叶和蜗壳内静压明显高于其他模型,流道内速度变化均匀,导叶和蜗壳内流动损失最低。

偏环路运行的反应堆功率控制改进策略研究

为了提高反应堆的运行灵活性和促进反应堆系统设计满足用户的多样需求,本文研究了在丧失一台反应堆冷却剂泵工况下的反应堆偏环路运行模式,提出了两种改进策略来提升反应堆功率控制的响应速度,以应对反应堆偏环路运行时冷却剂流量的快速下滑。一种策略是提高汽轮机降负荷速率,通过堆跟机的方法提高降功率的速度;另一种策略是直接下落预先选定的控制棒组。通过三维物理-热工耦合的模拟方法,对两种改进策略开展了论证比较。结果表明,通过细化控制棒分组,采取顺序落棒的方式,可以较快地降低反应堆功率以匹配冷却剂流量下滑,并在反应堆安全性和可运行性方面建立较好的平衡。

反应堆系统冷却剂泵流量特性计算模型

反应堆的发热是靠反应堆系统一回路冷却剂循环带出堆芯之外的。一般情况下，冷却剂的流动是靠冷却剂主循环泵（主泵）来唧送的，特殊情况下，也需要靠回路中冷却剂的自然循环流动来完成。不论是哪种情况，主泵的流量特性直接影响着反应堆的安全。本文根据主泵的四象限特性图提出了一种用于计算反应堆系统稳态和瞬态工况下主泵流量特性的计算方法。该方法便于使用，其计算结果与Ｒｅｌａｐ５／ＭＯＤ２的计算结果进行了比较，二者符合很好，证明本文的模型完全可用于反应堆系统的稳态设计和瞬态事故分析。

核主泵变流量过渡过程瞬态水力特性研究

为研究核主泵从设计工况向非设计工况过渡过程的瞬态水力特性及内部流动机理,应用计算流体力学软件CFX对核主泵叶轮流道内的变流量瞬态流动特性进行数值模拟计算。研究结果表明:变流量过渡时,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,基本呈正弦变化规律,瞬态压力波动变化次数等于叶片与导叶片数之间的动静干涉次数,监测点越靠近叶片与导叶交界面,压力波动越大;由于冲角的存在造成叶轮流道内的速度呈先下降后上升的变化趋势;导叶不仅具有将动能转换为压能的功能,同时也具有有效减缓压力脉动幅度的功能;向小流量过渡时,由于流量减少,在靠近叶轮出口处出现二次回流,造成叶轮流道内速度变化幅度随流量的减少而增大。

循环流速对环管反应器内液-固二相流动影响的CFD模拟

以聚丙烯工艺中的环管反应器(包括环管与轴流泵)为研究对象,首先通过CAD软件绘出该反应器的三维模型,然后在Gambit软件中划分该系统的网格。在此基础上,建立了环管反应器内液-固两相的"颗粒动力学-欧拉双流体"模型。其中,采用颗粒动力学描述固相(颗粒相)黏度与压力,采用多重坐标系模型描述轴流泵。采用上述模型模拟了循环流速对环管反应器内液-固两相流动行为的影响。结果表明,高循环流速有助于颗粒在环管"直管"部分均匀分布,但将造成颗粒在环管"弯管"部分不均匀分布。

核主泵小流量工况下不稳定流动数值模拟

为研究小流量工况下核主泵驼峰现象,通过三维软件Pro/E对核主泵内部流道进行三维造型,基于雷诺时均N-S方程和k-ε湍流模型两方程及SIMPLEC算法,应用计算流体力学软件CFX对核主泵小流量工况进行了定常数值模拟和分析.结果表明:采用定常数值模拟,可以阐明小流量区域的不稳定驼峰现象.泵壳出口位于泵壳的中心,使得沿叶轮旋转方向的主流与出口处的液体发生摩擦和碰撞,造成能量损失,导致内部流场分布不均匀.核主泵对称性结构、叶轮叶片进口和出口复杂旋涡、导叶内复杂的回流以及泵的旋转失速与不稳定驼峰的形成都有密切的联系.核主泵在小流量下运行时,出现不稳定流动,严重时会引起泵的振动.

混流式核主泵叶轮叶片厚度分布规律对能量性能的影响

采用数值计算方法,开展混流式核主泵叶轮叶片自前盖板至后盖板方向厚度分布规律对能量性能影响的研究。通过对5种具有不同厚度分布规律叶片的叶轮进行比较分析,探索最佳叶片厚度比值和其对叶片表面静压力分布规律的影响。结果表明:当叶片后盖板处厚度与前盖板处厚度比值L=1.5时,叶轮的水力效率达到最高,当L=1.25时叶片做功能力低,叶轮内能量损失大,水力效率较低;在小流量工况下,随着比值L的增加,相同流量下扬程和水力效率都随之升高;在大流量工况下,扬程和水力效率都随着L的增大而降低;叶轮流道内压能沿着前盖板至后盖板方向增大并且最大压能位置向中间移动。

中试环管反应器内液固两相流模拟

采用数值计算方法对中试环管反应器内的液固两相流行为进行了非稳态模拟,重点考察了两种催化剂在不同浆液密度下的流动特性,得到了反应器内颗粒相的分布以及轴流泵的轴功率随时间的变化情况,计算结果与中试试验结果相吻合。

核主泵小流量工况压力脉动特性

为研究小流量工况下核主泵内部压力脉动的变化规律,基于雷诺时均N-S方程和标准k-ε两方程及SIMPLEC算法,应用CFX软件对核主泵小流量工况进行定常和非定常数值计算,得到泵内部流场和各工况监测点的压力脉动,并将时域信号进行快速傅里叶变换为频域信号。结果表明:核主泵内压力脉动明显,叶频在由压力脉动诱发的振动中起主导作用,主要表现为叶轮和导叶间的动静干涉。叶轮导叶流道内的回流造成了小流量工况叶轮和导叶流道及其周向的不稳定压力脉动,回流主要存在于叶轮和导叶进出口位置,因此该区域的压力波动剧烈且周期性差。核主泵的振动,不利于核电站的安全稳定运行,通过对小流量工况的压力脉动分析,对预测核主泵在极端工况下的动态特性和推进核主泵国产化具有十分重要的意义。

不同叶型对混流式核主泵叶轮出口能量分布的影响

为了进一步探索叶片对液流的推动机制,采用数值计算方法对具有不同叶型的混流叶轮水力性能、出口能量分布特性和内部流动进行研究,得到叶轮出口动能和压能,并将其求和得出总能量的分布规律,且求出轴向动能和径向动能及其比例,并从流动分解角度分析流体对不同叶型的绕流情况.结果表明:该混流式叶轮在进口至出口方向叶型为仿翼型时比前后盖板方向叶型为仿翼型时具有更好的能量性能;当前后盖板方向叶型为仿翼型时,最厚位置靠近后盖板侧,叶轮的水力性能相对较高;叶轮出口能量中压能占较大数值比例,且叶片轴、径向做功比例和叶型存在一定关联关系;进口至出口方向叶型为仿翼型时,对轴、径2个方向的流动均具有良好的适应性,而前后盖板方向为仿翼型变化时只能在1个方向上近似翼型绕流.

入口非均匀流对核主泵性能影响研究

CAP1400反应堆冷却剂系统中蒸汽发生器下封头和核主泵直接连接,使蒸汽发生器下封头出口接管的流场变得不均匀.为探究非均匀入流条件对核主泵性能的影响,对核主泵叶轮和蒸汽发生器下封头进行联合简化建模,采用CFD方法数值计算泵的能量、水动力以及空化性能,并与均匀入流下的仿真结果进行比较.计算结果表明:在0.7Q_0~1.2Q_0工况范围内,进口的不均匀流动导致泵的扬程下降1.8%~5.1%,叶轮扭矩下降1.9%~6.4%,而效率没有发生明显的变化;非均匀入流下扬程的降低使叶轮所受轴向力有所减小,但径向力显著增大.空化发生时,泵的临界空化余量增大,抗空化性能降低,空化区域出现明显的不对称.

1000MWe核反应堆冷却剂泵多场耦合特性分析

为研究高温、高压介质对反应堆冷却剂泵的影响,应用商业计算软件ANSYS Workbench对其进行多场耦合数值模拟计算,得到核主泵内部流场、温度场及应力场分布。计算结果表明:类球形压水室不利于流体流动,内部流动十分复杂并存在明显回流。叶轮前盖板温度明显高于后盖板,前盖板平均温度达到530K,而后盖板只有500K。应力集中大都发生在前后盖板与叶片交接处,叶轮的等效应力最小值位于叶轮的后盖板轮毂侧,而最大值出现在叶轮出口与前后盖板交接位置;由于叶轮出口处叶片间的约束较小,而此处产生的热应力及离心力所产生的拉应力较大,使得叶轮出口后盖板处产生最大变形,为0.24mm。

气-液条件下导叶出口位置对反应堆冷却剂主泵性能的影响

为研究在气-液两相流条件下,导叶出口边安放位置对反应堆冷却剂主泵(主泵)内部流场特性的影响,采用三维建模软件Pro/E建模,网格划分软件IECM划分非结构网格,计算流体动力学(CFD)软件CFX进行数值模拟。模拟过程中采用雷诺时均N-S方程和k-ε湍流模型,使用多相流模型中的混合物模型对主泵在气-液两相条件下的内部流场进行数值模拟。对不同导叶出口边安放位置时泵壳和导叶内的含气率分布、液相和气相相对速度分布进行研究。结果表明,在气-液两相流条件下,不同导叶出口边安放位置对导叶和泵壳内的含气率、相对速度分布有一定的影响;不同导叶出口边安放位置时,泵壳内的气体聚集程度不一样,当导叶出口边位于泵壳中心垂直平面上时,泵内部流动效果最佳。

隔舌圆角对核主泵环形压水室流动特性的影响

为了研究核主泵隔舌圆角对环形压水室流动特性的影响,以缩比系数为0.4的核主泵模型泵为研究对象,通过改变隔舌圆角大小设计出11种方案,同时在压水室内建立10个截面,并以此表达压水室流场变化规律,通过数值方法对设计工况下不同方案泵内流场进行数值模拟.对模拟结果分析表明:压水室内压力沿主流流动方向先增大后减小,在以出口扩散管中心为起点沿主流流动方向旋转180°处压力最大;在设计工况下,环形压水室水力损失主要产生于以出口扩散管中心为起点沿主流流体流动方向的1/4环形流域内;隔舌圆角对泵性能有一定影响,在设计工况下隔舌圆角大小只对环形压水室性能有影响,对叶轮性能、导叶性能几乎没有影响;随着隔舌圆角增大,环形压水室水力损失先减小后增大,存在极小值使得环形压水室性能最优;R=50 mm时,环形压水室水力损失最小,泵性能最优.研究结果可为环形压水室隔舌圆角的设计提供一定的理论依据.

导叶轴向安放位置对核主泵性能的影响

基于Reynolds时均化N-S方程和RNG k-ε湍流模型,采用SIMPLE算法和多重坐标系法,对3种不同导叶轴向安放位置核主泵缩比模型的内部流动进行了全三维定常数值计算.通过对比分析外特性、压力场和速度场,研究了导叶轴向安放位置对模型泵叶轮、导叶和泵壳内部能量转换特性的影响.结果表明,减小导叶与泵出水管轴线在叶轮旋转轴线方向的距离,小流量工况下,泵的效率增加,其中叶轮效率增加,泵壳内的流动状态有所改善,回流现象有所抑制,从而减小了泵壳损失,但同时导叶损失也有所增加;设计及大流量工况下,泵的效率减小,其中叶轮效率有所降低,同时导叶和泵壳损失也相应增加.由于核主泵叶轮、导叶和泵壳的参数相互关联和影响,改变导叶轴向安放位置会影响各单元间耦合匹配特性,进而影响叶轮、导叶和泵壳内流动状态及能量转换效率.

AP1000核主泵排气过渡工况下瞬态流动特性研究

为了研究核主泵在排气过渡工况下的气液两相流瞬态流动特性,基于非均相流模型,采用CFX软件对核主泵排气过渡工况进行瞬态数值模拟,通过分析叶轮、导叶流道内的压力脉动、涡量变化及速度分布,得到了排气过渡过程的流动变化规律。研究结果表明:气液两相工况下,叶轮各流道内气相、液相的不均匀分布及两相之间的滑移作用,导致叶轮径向力产生大幅度波动;核主泵采用的扭曲型径向导叶,在进口含气率较高的工况下,其流道内易产生气泡堆积现象,使过流面积减小,产生较大的能量损失;核主泵类球形蜗壳的对称性结构,使左侧类隔舌部位出现低流速区,堵塞了部分出口流道,这也是核主泵排气过渡工况运行不稳定的重要原因。