核主泵葉輪和導葉參數(shù)優(yōu)化的研究.pdf

1、隨著核能的開發(fā)，核電站工作系統(tǒng)中的零部件開始迅速發(fā)展，其中反應(yīng)堆冷卻劑泵(簡稱核主泵)是核反應(yīng)堆中重要的旋轉(zhuǎn)部件之一，被稱為核反應(yīng)堆的“心臟”，其安全級別也是最高的核安全一級。在核主泵安全平穩(wěn)運行的前提下，為了提高核主泵的性能，本文以AP1000核主泵縮比系數(shù)為0.5的模型泵為研究對象，對葉輪和導葉的參數(shù)匹配進行了優(yōu)化：
　　首先，本文對核主泵內(nèi)葉輪與導葉葉片數(shù)的匹配進行研究。在保持泵其余幾何參數(shù)不變的情況下，基于經(jīng)驗和原始模型泵

2、的幾何參數(shù)建立不同葉片數(shù)組合規(guī)律下的模型泵，然后通過數(shù)值模擬預測核主泵設(shè)計工況下的性能。在研究范圍內(nèi)通過分析發(fā)現(xiàn)：當只改變導葉葉片數(shù)時，導葉葉片數(shù)的改變使得核主泵效率的最大變化量為8.48％；其次，環(huán)形壓水室內(nèi)的水力損失在總損失中所占比重最小為36%，是核主泵內(nèi)水力損失最大的過流部件；此外，葉輪與導葉最佳的葉片數(shù)匹配為(Z1=3個，Z2=7個)、(Z1=4個，Z2=9個)、(Z1=5個，Z2=12個)和(Z1=6個，Z2=11個)，即最

3、佳的導葉葉片數(shù)為葉輪葉片數(shù)的2倍附近且兩者互質(zhì)。
　　其次，本文對導葉的幾何參數(shù)匹配進行了研究，研究參數(shù)為導葉片進口沖角、包角和出口安放角。為方便探討參數(shù)間的相互作用，結(jié)合正交表 L8(27)與數(shù)值模擬來進行分析并對參數(shù)匹配進行優(yōu)化。結(jié)果發(fā)現(xiàn)：研究的導葉參數(shù)對核主泵性能影響顯著的程度由主到次依次為：葉片包角、葉片出口角。此外，導葉片沖角、包角和出口角三者間的相互作用以及導葉片進口沖角對核主泵性能的影響相對較弱，基本可以忽略。通過上

4、述分析，對導葉幾何參數(shù)進行優(yōu)化后，使得原模型泵在設(shè)計工況下的效率提高了0.66%，揚程增加了0.55m。
　　最后，本文對葉輪出口面與導葉進口面間過渡段的參數(shù)匹配進行了研究，研究參數(shù)為代表葉輪與導葉間間隙b的比值 b/D2、葉輪出口邊與導葉進口邊的夾角β和導葉片進口沖角α。通過正交表L9(37)和數(shù)值模擬來探討各參數(shù)對核主泵性能的影響并進行參數(shù)匹配的優(yōu)化。在研究范圍內(nèi)發(fā)現(xiàn)：當葉輪出口到導葉進口間過渡段幾何參數(shù)改變時，相對于核主泵內(nèi)