AP1000核主泵氣液兩相流數(shù)值模擬及試驗(yàn)研究.pdf

1、反應(yīng)堆冷卻劑主循環(huán)泵（即“核主泵”）是核反應(yīng)堆里最核心的設(shè)備之一，其主要作用是為RCP系統(tǒng)內(nèi)（反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)）的冷卻劑循環(huán)流動(dòng)提供動(dòng)力，帶走堆芯產(chǎn)生的熱量，同時(shí)還具有在一回路管路充水階段排氣、在反應(yīng)堆工作前循環(huán)升溫、在突發(fā)事故工況下阻止核事故擴(kuò)大等功能。
　　當(dāng)主泵在運(yùn)行過(guò)程中遇到突發(fā)狀況，如地震或壓力過(guò)高導(dǎo)致系統(tǒng)壓力邊界破壞，即失水事故(LOCA)的發(fā)生，壓力邊界破壞后管路內(nèi)的壓力將迅速下降，管道內(nèi)的冷卻劑發(fā)生汽化，此時(shí)核主泵

2、內(nèi)呈現(xiàn)復(fù)雜的汽液兩相流動(dòng)狀態(tài)，隨著汽相比例的增加，使其運(yùn)行條件惡化，甚至喪失冷卻堆芯的功能，致使堆芯融化，從而擴(kuò)大核事故。本文基于不等揚(yáng)程理論對(duì)AP1000核主泵葉輪進(jìn)行了優(yōu)化，并設(shè)計(jì)了扭曲型徑向?qū)~與類(lèi)球形蝸殼，運(yùn)用數(shù)值模擬與試驗(yàn)相結(jié)合的方法，研究了核主泵氣液兩相下穩(wěn)態(tài)流動(dòng)特性及排氣過(guò)渡過(guò)程的瞬態(tài)流動(dòng)特性，并對(duì)核主泵的葉片進(jìn)口邊進(jìn)行進(jìn)一步優(yōu)化。主要研究?jī)?nèi)容及成果如下:
　　1.介紹ANSYS CFX軟件中的均相流及非均相流模型，

3、以及相關(guān)的控制方程、湍流模型、邊界條件、網(wǎng)格劃分等數(shù)值模擬基礎(chǔ)理論，確定了氣液兩相流數(shù)值模擬合適的參數(shù)設(shè)置。
　　2.查閱大量文獻(xiàn)，在傳統(tǒng)葉輪設(shè)計(jì)方法基礎(chǔ)上，結(jié)合不等揚(yáng)程設(shè)計(jì)法，對(duì)核主泵葉輪進(jìn)行了優(yōu)化設(shè)計(jì)，并采用扭曲型徑向?qū)~、類(lèi)球形蝸殼與葉輪相匹配。
　　3.對(duì)核主泵進(jìn)行氣液兩相定常數(shù)值模擬，得到不同進(jìn)口含氣率下的流量-揚(yáng)程及流量-效率曲線，隨著泵內(nèi)含氣率不斷增加，發(fā)現(xiàn)當(dāng)核主泵進(jìn)口含氣率超過(guò)20％后，揚(yáng)程及效率曲線均發(fā)生陡

4、降，進(jìn)口含氣率達(dá)到為40％時(shí)，核主泵基本喪失了冷卻劑循環(huán)功能;同時(shí)隨著含氣率的增加，渦量和湍動(dòng)能的值及影響范圍均有不同程度的增加。
　　4.核主泵在較大進(jìn)口含氣率工況下，葉輪各流道氣相、液相分布不均勻及氣液兩相之間存在滑移作用，造成葉輪徑向力的大幅度波動(dòng)，隨著含氣率的降低，徑向力趨向穩(wěn)定，波動(dòng)幅度減小。
　　5.核主泵導(dǎo)葉采用扭曲型徑向?qū)~，在氣液兩相流工況下，導(dǎo)葉流道內(nèi)易產(chǎn)生氣泡堆積現(xiàn)象，造成導(dǎo)葉流道堵塞，使過(guò)流面積減小，

5、導(dǎo)致較大的能量損失;核主泵類(lèi)球形蝸殼的對(duì)稱(chēng)性結(jié)構(gòu)，導(dǎo)致泵的隔舌部位出現(xiàn)局部高壓區(qū)與低壓區(qū)，引起泵出口處的渦旋運(yùn)動(dòng)。
　　6.核主泵葉片進(jìn)口邊適當(dāng)前伸，在發(fā)生失水事故時(shí)有助于保持一回路壓力邊界的穩(wěn)定性，但前伸也會(huì)加劇葉片扭曲程度，使葉片吸力面氣泡大量堆積;葉片進(jìn)口邊向后偏移，易在葉輪出口處產(chǎn)生較強(qiáng)的射流尾跡，引起較大幅度的壓力脈動(dòng)。
　　7.在閉式試驗(yàn)臺(tái)上對(duì)核主泵模型樣機(jī)進(jìn)行了氣液兩相流外特性試驗(yàn)。在單純液相的工況下，其模擬值