CAP1400核主泵空化模型研究.pdf

1、核主泵發(fā)生空化時，揚程和效率會迅速下降，同時產生振動與噪聲。當核主泵提供的壓頭過小時，冷卻劑不能及時帶走堆芯內的熱量，長時間的運行可能會導致堆芯過熱產生偏離泡核沸騰，嚴重情況下會使反應堆燃料棒融化。對核主泵的空化數(shù)值模擬預測可以極大地節(jié)省設計費用和前期準備工作，同時可以更為深入分析內部流場等特性，而空化數(shù)值模擬計算的核心在于空化模型的建立。
　　本文應用理論分析、數(shù)值模擬與試驗研究相結合的方法，基于混流式核主泵高溫高壓工質的物性考

2、慮熱力學效應改進空化模型，得到考慮因素更為全面的核主泵空化數(shù)值計算模擬。對核主泵進行了模型設計優(yōu)化、實體建模、湍流模型和空化模型適用性選取、空化模型的熱力學優(yōu)化，應用空化定常和非定常計算與試驗進行對比研究。主要內容如下:
　　1.對比文獻詳細分析了常用的湍流模型和空化模型的優(yōu)缺點，同時對核主泵網格無關性進行驗證，得出為確保計算的準確性，總體網格數(shù)劃分大于350萬時合適。
　　2.采用不同方案進行優(yōu)化，葉輪和導葉的不同匹配對葉

3、輪徑向力分布規(guī)律影響較大，作用在葉輪上的徑向力的脈動頻率以葉輪通過導葉頻率為主，4葉片葉輪和11葉片導葉可較好地改善葉輪的徑向力;小流量時，隨著流量減小葉輪的徑向力和脈動幅值變大，而大流量下，葉輪的徑向力和脈動幅值變化相反;效率相對誤差在2.5％左右，揚程相對誤差在4％左右，說明數(shù)值模擬的結果較準確，對核主泵的設計具有指導意義。
　　3.采用不同湍流模型對核主泵進行空化模擬，試驗值與預測值有一定的誤差，大流量與小流量工況下，標準k

4、-ε模型和RNG k-ε模型可以適當提高空化預測的精確度，但多數(shù)工況下SST k-ω湍流模型的預測值與試驗值最為接近，SSTk-∞湍流模型對核主泵的空化計算最為精確。
　　4.不同空化模型的都能有效預測核主泵空化性能曲線的趨勢，未發(fā)生空化時，三種模型對泵揚程的數(shù)值計算結果差距很小，但隨著空化程度的加深，不同空化模型的預測值差別開始變大;綜合比較，Z-G-B空化模型對核主泵的空化性能預測最為精確;Z-G-B空化模型計算得到的葉片背面

5、空泡分布區(qū)域最大，該規(guī)律與通過比較空化性能曲線得到的Z-G-B空化模型揚程變化斜率更大現(xiàn)象相同。
　　5.臨界空化狀態(tài)的主頻振幅最高，且主頻信號產生在葉頻處，正常狀態(tài)和空化斷裂狀態(tài)的主頻均出現(xiàn)在2倍葉頻處，不同狀態(tài)的各種峰值信號主要為轉頻的整數(shù)倍;葉輪內的壓力脈動主要集中在低頻區(qū)，隨著NPSH的降低，高頻區(qū)域脈動明顯逐漸增多，葉輪和導葉的葉片動靜干涉是控制葉輪內壓力脈動頻率的主要因素。
　　6.使用熱力學界面上的潛熱利用率函

6、數(shù)與液體中熱擴散方程轉換代入克勞修斯關系式，通過汽體狀態(tài)方程可以推導出空化模型的熱力學效應修正項，熱力學效應對核主泵空化起抑制作用;修正前后的空化模型預測值與試驗值趨勢相同，隨著NPSH的降低，空化模型修正前后的揚程預測值差距變大;修正后的空化模型預測得到葉片背面空泡分布區(qū)域減小，且葉片上的壓力載荷分布更為均勻。
　　7.先對核主泵模型進行水力性能試驗，試驗得出模型泵最高效率點在流量922.8m3/h，最高效率值為80.48％，額