混流式核主泵內部復雜流動結構分析

王 俊，張永超，王 達，倪 丹，高 波

（1.中核集團中國中原對外工程有限公司，上海 200233；2江蘇大學，江蘇鎮江 212013）

1 前言

核反應堆冷卻劑循環泵（簡稱核主泵）是核電站核島中的重要核心部件，它通過泵送冷卻劑從而實現反應堆芯與蒸汽發生器間的熱量交換，因此，核主泵安全穩定地運轉是核電站正常運行的重要保證之一。目前，獨立掌握核主泵核心技術為數不多的幾個國家都對此相關研究嚴格保密，因此，核主泵是我國核電裝備國產化必須解決的瓶頸難題。在未來，我國處于核電高速發展期，因而，研究高效核主泵設計的關鍵科學問題，對實現核電技術國產化起著極其重要的影響，也是必須攻克的難關。若要研制高效、穩定運轉的核主泵，從基礎性研究角度出發，應著手于核主泵的內部流動，分析泵內的流動結構特征，掌握水力部件與流體的作用機理，才能有效實現核主泵內流控制。

依據現有的公開資料，Knierim等介紹了先進的1400MW核電站用主泵的研發過程，進行了原始水力部件研發，計算了泵內流場，并通過試驗驗證了設計理論及結果的可靠性［1］。鄭津生等對一臺設計好的核主泵進行了全流道的三維CFD計算，并與試驗結果進行了對比，提出對計算結果準確性的判別方法［2］。張野等以自主設計的AP1000核主泵模型為研究對象，模擬高溫高壓等真實條件下，不同濃度的硼酸溶液對核主泵外特性的影響，發現硼酸濃度對泵的效率以及軸功率影響不大，數值模擬時可采用清水作為介質預測核主泵的水力性能［3］。……