核主泵試驗臺三維設計

曾鵬，章煜君，李申杰，鄧凱（.中國聯合工程公司，杭州3005；.浙江工業大學，杭州3004）

ZENGPeng1,ZHANGYu-jun1,LIShen-jie1,DENGKai2（1.ChinaUnitedEngineeringCorporation,Hangzhou310052，China; 2.ZhejiangUniversityofTechnology,Hangzhou310014，China）

核主泵試驗臺三維設計

曾鵬1，章煜君1，李申杰1，鄧凱2
（1.中國聯合工程公司，杭州310052；2.浙江工業大學，杭州310014）

ZENGPeng1,ZHANGYu-jun1,LIShen-jie1,DENGKai2
（1.ChinaUnitedEngineeringCorporation,Hangzhou310052，China; 2.ZhejiangUniversityofTechnology,Hangzhou310014，China）

簡述三維軟件設計在某核電主泵試驗臺的應用。采用信息模型軟件對試驗臺建模；采用管道應力分析軟件驗證熱變形情況下的安全性；采用CFD軟件模擬試驗流場。

核主泵；試驗臺；信息模型；管道應力分析；三維流場分析

【DOI】10.13616/j.cnki.gcjsysj.2016.12.034

1 引言

核主泵作為壓水堆核電站一回路系統的關鍵設備之一，被喻為反應堆冷卻系統的心臟[1]。全性能試驗是核主泵產品定型至關重要的依據，同時也是產品泵出廠前檢驗的必需環節。全流量性能試驗臺是核電主泵定型和出廠測試的必要保障。本文從裝置信息模型、管道應力分析、主管道流場分析等角度簡述某三代核主泵試驗臺的三維設計。

2 試驗臺概述

本核主泵試驗臺子系統包括：試驗泵（屏蔽主泵或軸封主泵）、主回路系統、輔助循環系統、加壓排放/灌注系統、屏蔽主泵電機冷卻水系統、軸封主泵電機冷卻水系統、軸封主泵密封水系統、應急排放系統、外部供水系統、支撐系統、供配電系統、測量控制系統等。

為具備分別試驗屏蔽主泵和軸封主泵的功能，本試驗臺采用兩端分設試驗泵及支撐結構的主回路布置方案。圖1為本核電試驗臺全景示意圖。本方案將兩種泵殼分別焊裝于臺位兩端的主管道上，屏蔽主泵右下端布置，軸封主泵左上端布置。當屏蔽主泵（固定端）試驗時，軸封主泵泵殼（自由端）作為主回路管件，泵殼內部采用非標導流裝置，泵殼法蘭以盲板封死；反之亦然。

圖1 核主泵試驗臺全景示意圖

3 三維設計

3.1 裝置信息模型

采用三維工廠設計軟件進行管道、閥門、設備和鋼結構平臺建模。建模后，試驗臺具備三維可視化、設計修改、后期管理等功能。利用軟件進行碰撞檢查；出具材料清單，統計管道長度、管件數量和種類、閥門數量和種類等，用于采購；生成管道單線圖，用于現場安裝。圖2為管道及設備示意圖，圖3為鋼結構平臺示意圖。

圖2 管路及設備示意圖

圖3 鋼結構平臺示意圖

3.2 管道應力分析

采用CAESARII應力分析軟件，對屏蔽主泵或軸封主泵試驗系統分別進行模擬。圖4為屏蔽泵試驗示意圖，圖5為軸封泵試驗示意圖。本系統高壓系統（包括試驗泵、主回路系統、輔助循環系統、部分加壓排放/灌注系統）的設計溫度350℃，設計壓力17.3MPa，試驗介質LiOH溶液（pH約11）。2個主泵試驗系統各模擬4個工況。高溫試驗時介質密度近似580kg/m3，常溫時密度近似1000kg/m3，無試驗時介質密度為0，系統模型因此分熱態、冷態和安裝態3個狀態計算。校核一次/二次應力、管道位移對系統的影響、管道對設備接口的外力作用，合理選擇彈簧支吊架，保證管道在熱變形情況下的安全性。

圖4 屏蔽泵試驗示意圖

圖5 軸封泵試驗示意圖

3.3 三維流場分析

本試驗臺系統試驗壓力（15.5MPa）依靠活塞式變頻加壓泵維持，主回路循環依靠試驗泵揚程維持。屏蔽主泵設計揚程：111m，設計流量：21642m3/h；軸封主泵設計揚程86.8m，設計流量：25450m3/h。試驗泵流量大揚程低，管道內流動狀態不佳，因此須具體分析流場壓降。采用ANSYS流場分析軟件對主回路模擬并驗證，圖6為屏蔽泵試驗回路網格圖，圖7為軸封泵回路網格圖。（1）分別對屏蔽主泵和軸封主泵試驗時主管道及相應泵殼建模，模擬管道內的流動、壓力分布情況；（2）分析冷態和熱態工況下，管道內壓力降的變化情況；（3）分析冷態和熱態工況下，泵殼及試驗管道的流體流動情況。主回路計算試驗壓降見表1。

圖6 屏蔽泵試驗回路網格圖

圖7 軸封泵試驗回路網格圖

表1 主回路計算試驗壓降

根據計算，屏蔽主泵運行或軸封主泵運行的揚程均滿足要求。流體流經泵殼、三通后存在明顯的速度場不均勻，流線較為雜亂，但經整流柵后速度場分布均勻且平整，表明整流柵的整流效果顯著，可使流體均勻并達到流量計的測試要求。屏蔽主泵增加導流結構后，殼內并未出現較為復雜的漩渦結構，僅在泵出口區域速度大小有波動。

4 結語

本文簡述采用三維軟件設計三代核電主泵試驗臺的工作。采用信息模型軟件完成試驗臺管道、閥門、設備和鋼結構平臺建模，具備三維可視化和材料數字化等功能，并實現碰撞檢查和報錯；采用管道應力分析軟件校核管道在熱變形情況下的安全性；采用CFD軟件驗證屏蔽主泵或軸封主泵試驗時滿足運行揚程的要求，同時驗證了整流柵和泵殼導流裝置對形成均勻流場和降低壓降的效果。

【1】曾鵬.核電主泵性能試驗臺設計[J].工程建設與設計,2016(2): 120-122.

The3DDesignofTestBedforNuclearPowerReactorCoolantPump

In this paper, the application of 3Ddesign software is briefly described in some test bed for nuclear power reactor coolantpump.Model the test bed by some information modeling software, verify the safety in the thermal deformation cases by some stressanalysis software,and simulate the flowfieldbysomeCFDsoftware.

nuclear power reactor coolantpump; test bed; informationmodeling; pipe stressanalysis; 3DCFDanalysis

TM623

B

1007-9467（2016）12-0121-03

2016-07-01

曾鵬（1986～），男，浙江杭州人，工程師，從事工藝設計與研究。