張亞玲, 符玲莉, 李 忠
(江蘇大學,江蘇 鎮江 212013)
?
混流式核主泵內部流動研究現狀與趨勢
張亞玲, 符玲莉, 李 忠
(江蘇大學,江蘇 鎮江 212013)
指出了混流式核主泵在核島中有著十分重要的地位,闡述了混流式核主泵內部流動的研究現狀及混流式核主泵內部流動研究的發展趨勢,進一步分析了混流式核主泵內部流動的發展前景以及可達到的經濟效益。
混流式核主泵;內部流動;研究現狀;發展趨勢
核反應堆冷卻劑主循環泵簡稱核主泵,是核電站中唯一的旋轉部件,同時它也是確保電站安全以及可靠運行的關鍵設備,因此被喻為核反應堆的“心臟”。但是它運行的同時會消耗大量的能源,而隨著中國經濟的高速發展,能源問題越來越突出,備受人們的關注,因此提高核主泵的水力性能和能量性能對提高國民經濟和節能減排有著十分重要的意義。以混流式核主泵的水力模型作為研究的對象,通過混流式核主泵內部流動實驗來揭示核主泵的內部流動規律,進而為核主泵的設計優化提供理論基礎,是一種可行且可靠的方法。
根據國外有限的資料,利用反設計的方法參數化,從而定量分析不同的設計參數對泵的效率和吸入特性等性能的影響。韓國原子能技術研究院[1]通過混流泵實驗和數值分析的方法,對非正常工況的核主泵進行了在線監測的研究,并且得到了新的監測與診斷的方法。Knierim等[2]利用FLUENT軟件進行計算與分析,得到了流體能量損失主要因為流體在液管附近發生分離。M.Miyabe[3]通過PIV測量和非定常CFD計算研究了內部流動與性能不穩定的關系。Kurokawa[4]利用實驗總結出通過J形槽來阻止葉輪進口回流,進而抑制泵性能不穩定性的方法。Muggli[5]等人通過CFD計算預測了高比轉速混流泵的性能。 Sekino[6]等通過實驗進行對比得到了SST湍流模型對泵流動特性與性能預測更準確。M.ZangenehA.Goto[7,8]等使用流動的可視化以及相位鎖定測量的實驗對葉輪內部流場進行了研究,得到了利用三維反設計方法能夠抑制葉片吸力面的二次流,并且研發了一種泵設計系統來提高泵性能。Poullikkas等[9]人利用高速數碼拍攝技術分析了氣液兩相流動的規律,并提出了一種改進模型用來計算泵的能量。
單玉嬌等[10]用傳統模型變換法結合CFD數值分析的方法設計出優良的AP1000水力模型。王春林等[11]利用數值模擬揭示了內流場的特性,得到內流場的靜壓分布具有非對稱性,且不同的導葉形式對泵性能與內流場有影響。李穎、周文霞[12]通過CFD對核主泵進行了全流道數值模擬,得到了核主泵內部流場的變化情況,并對壓力和速度的分布進行了分析。秦杰等[13]利用FLUENT軟件以及數值模擬的方法分析了主泵內部流動的特征。大連理工大學徐士鳴、張棟俊[14]通過CFD技術以及FLUENT軟件對不同形狀的類球形壓水室進行了數值模擬,得到了泵內總壓、靜壓和速度矢量圖,并且分析了核主泵內流場的特點。謝蓉等[15]利用三維湍流數值模擬,通過內部流動分析對葉輪葉型優化設計,提高了葉輪的水力效率。葉輪與導葉是影響泵水力性能的重要因素,楊敏官等[16~18]指出導葉與殼體分配對內部流動狀態有著較大的影響,同時葉片厚度及其分布規律與導葉數與進口邊位置對混流式核主泵的能量性能與水力性能有影響。黎義斌等得到導葉分布與相對位置會誘發靜壓脈動。李靖等得到主泵模型泵導葉采用非均布的形式可以提升模型泵的性能,同時降低泵的振動和噪聲,防止造成動態損壞,提高核主泵的可靠性與安全性。
綜上所述,對于混流式核主泵的研究多采用三元數值理論、計算機技術和數值計算等方法,同時利用FLUENT軟件和CFD技術進行數值模擬進而分析混流式核主泵的內部流動特性,最終對主泵的水力性能和能量性能進行優化。但是由于實驗成本的限制,對混流式核主泵內部流動的實驗研究較少,分析核主泵內流特性的工作也不多。因此,通過實驗手段對混流式核主泵內部流動進行研究是十分必要的。
雖然國內外學者提出了混流泵葉輪的水利設計方法,利用數值模擬的方法對內部流場的結構、能量性能等進行了研究,但是由于實驗成本的限制,高效的混流式核主泵模型并不多,對高效的核主泵模型進行內部流動的實驗研究和對核主泵內部流動特性的分析工作也不多。因此,利用實驗驗證優秀的水力模型的內流特性,分析性能優越性的原因,是一種既可靠又可行的研究方法,也是高效的水力模型設計中重要的環節。由于國外對于先進的核主泵的研究技術是嚴格保密的,因此,自主研發高效的安全的混流式核主泵,有利于趕超其他國家在核主泵的相關領域的領先地位,同時有利于達到國家節能減排的目標。
核能作為一種清潔的能源,有助于改進以火電為主的結構失衡問題,同時由于核電自身高效節能的特點,已經成為各國發展的必然選擇。在2012年通過的《中國核電中長期發展規劃(2011-2020年)》中明確提出核電發展路線和核主泵國產化的要求。而核主泵是核電站中控制水循環的關鍵設備,也是主要的耗能設備,如果核電站中的核主泵運行故障,將直接導致核反應堆停堆,甚至造成嚴重的核安全事故,因此要求核主泵長期安全運行。如果一臺核主泵的單機功率為140萬kW,額定功率為7.7 MW,若功率提高1%,一年之內將會節電67萬kW·h。因此通過對核主泵內部流動的研究,來進一步發展核能這種清潔的能源,從而提高核主泵的能量性能,對于國民經濟以及節能減排都有著極為重要的意義。
混流式核主泵在核電站中有著十分重要的地位,因此提高其水力性能、能量性能是十分有意義的,從國內外研究現狀可以知道,利用數值模擬和分析的方法來研究內部流動情況是一種十分有效的手段,但是對內部流場觀測和分析內流特性的研究很少,因此,利用高效的水力模型,通過核主泵內部流動實驗來更好地對核主泵的性能進行設計與優化是十分有意義的。
[1]In Soo Koo,Whan Woo Kim.Thedevelopmentofreactor Coolantpump Vibration Monitoringanda Diagnostic Systeminthe Nuelear Power Plant[J].Instrumentation,SystemandAutomationTransactions,2000:309~316.
[2]Knierim C,Baumgarten S,Fritz J,et al.Design process for an advanced reactor coolant pump for 1400MW nuclear power plant[J].Proceedings of ASME FEDSM2005,2005:19~23.
[3] Jafarzadeh,B.The Flow Simulation of a Low Specific Speed High Speed Centrifugal Pump[J].Elsevier Applied Mathematical Modelling,2010:242~249.
[4]Saha S L,Kurokawa J,Matsui J.Suppression of Performance Curve Instability of a Mixed Flow Pump by Use of J-groove[J].JournalofFluidsEngineering,2000(122):592~597.
[5] Muggli F A,P.Holbein P,Dupont P.CFD calculation of a mixed flow pump characteristic from shut off to maximum flow[J].Journal of Fluids Engineering,2002(124):798~802
[6]Sekino Y,Tanabe Y.Numerical analysis of design and off-design performance of high specific speed mixed flow pumps[J].Proceedings of AJK-FEDSM2011,2011.
[7]Zangeneh M,Goto A,Takemura T.Suppression of Secondary Flowsina Mixed Flow Pump Impeller by Application of Three-Dimensional Inverse Design Method:Part1-Design and Numerical Validation [J].ASNE Journal of Turbomachinery,1996(118):536-543.
[8]Goto A,Nohmi M,Sakurai T,et al.Hydrodynamic design system for pumps based on 3-D CAD,CFD,and inverse design method[J].ASME Journal of Fluids Engineering,2002(124):329-335.
[9]Poullikkas A.Effects of two-phase liquid-gas flow on the performance of nuclear reactor colling pumps[J].Progress in Nuclear Energy,2003(42):3~10.
[10]單玉嬌.基于CFD的1000MW級核主泵水力模型模化計算方法研宄[D].大連:大連理工大學,2010.
[11]王春林,彭娜.核主泵模型泵導葉進口邊相對位置對泵性能的影響[J].排灌機械工程學報,2008,26(5):38~41.
[12]李穎,周文霞,張繼革,等.核反應堆冷卻劑循環泵全流道三維數值模擬及性能預估[J].原子能科學技術,2009,10(43):888~902.
[13]秦杰,徐士鳴.導葉結構對核主泵性能的影響[J].發電設備,2010(5).
[14]張棟俊,徐士鳴.類球形壓水室出流管形狀對核主泵性能的影響[J].水泵技術,2010(1):21~30.
[15]謝蓉,單玉姣,王曉放.混流泵葉輪流動性能數值模擬和葉型優化設計[J].排灌機械工程學報,2010,4(28):295~299.
[16]楊敏官,王達,高波,等.混流式核主泵導葉-殼體匹配水力特性[J].排灌機械工程學報 , 2016,2(34):110~114.
[17]楊敏官,陸勝,高波,等.葉片厚度對混流式核主泵葉輪能量性能影響研究[J].流體機械,2015,5(43):28~32.
[18]楊敏官,倪丹, 陸勝,等. 徑向導葉對混流式核主泵水力性能的影響[J].工程熱物理學報,2016,1(37):76~80.
[19]黎義斌,李仁年,王秀勇,等.核主泵內部流動干涉的瞬態效應研究[J].中國電機工程學報,2015,4(35):922~928.
[20]李靖,王曉放,周方明.非均布導葉對核主泵模型泵性能及壓力脈動的影響[J].流體機械,2014,9(42):19~24.
2016-05-23
張亞玲(1994—),女,江蘇大學學生。
TL353.12
A
1674-9944(2016)14-0268-02