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泵在氣液兩相工況下性能分析

2020-06-19 07:43:05于健魏凌霄黃司馬宋宇王林濤
企業科技與發展 2020年5期

于健 魏凌霄 黃司馬 宋宇 王林濤

【摘 要】在電站發生破口事故中,循環管路水處于氣液兩相狀態。文章針對泵在輸送氣液兩相水的性能隨著溫度的變化對含氣量和流量變化的影響進行研究。經研究發現,泵在輸送低溫低速流體時能更好地維持其性能變化。

【關鍵詞】泵;氣液兩相;電站;性能

【中圖分類號】TH38 【文獻標識碼】A 【文章編號】1674-0688(2020)05-0064-02

0 引言

電站的安全問題是一個不容忽視的問題,尤其在事故工況下,電站的運行狀況成為電站安全方面研究的重點。

當管路發生泄漏故障但泵依然正常運轉時,管路內流體內的氣體比例會隨時間的延長逐漸增多,泵的性能會隨著氣體比例增大而逐漸下降,從上一個層級來看,管路內的流體會因為管路泄漏而逐漸減少,冷卻水量逐步降低,但不是驟然下降,此時泵的性能下降趨勢直接關系到管路內冷卻水量下降的速度,因此在管路內氣體增多的工況下,研究泵的性能尤為重要,分析泵在氣液兩相下的性能,進而得出性能曲線,據此進行系統故障下的應急時間余量計算及備用方案啟動時間計算。

由于泵內充滿氣體的試驗在實驗室里通過觀測和測量比較困難,而且在三維流動環境下很難估算泵內的實際情況,分析難度很大,在國外的文獻中,Kastner和Seeberger[1],Narabayashi[2],Chen等人[3]進行了關于泵在輸送氣液兩相流方面的實驗性研究,但均是針對通過比例縮放的模型進行分析,并且所用的工質是普通的水和普通的空氣,無法準確模擬高溫及汽化水情況下水泵的性能發揮情況。

本文的水泵工況是在泵內溫度、氣體含量、流量發生變化時,分析在該工況下泵的性能,據此判斷整個系統冷卻水量的變化情況。

1 數學模型建立

1.1 氣液兩相雙流體模型基本方程

1.2 基本假設

(1)循環泵在循環管路中已經出現兩相流狀態下運行,液體為不可壓縮液體,氣體為不可壓縮水蒸氣。

(2)假設氣泡直徑較小,可以忽略氣泡對流場的影響,氣泡間不發生破碎。

(3)氣液兩相相間無熱量交換發生,系統內無化學反應。

(4)進口處氣體在液相中分布均勻,進口氣液兩相具有相同的運動速度。

2 循環泵模型及邊界條件給定

分別對溫度T=280 ℃、300 ℃、320 ℃,進口含氣率vf=4%、6%、8%、10%、15%、20%時,水泵通過數值仿真計算得到的性能計算結果。進口給定速度進口,出口為壓力出口,根據不同溫度分別給定為11.1 MPa、8.58 MPa、6.4 MPa。氣液兩相介質的密度和動力黏度別為在不同出口壓力下接近沸點的密度和動力黏度。同時,沸點的溫度認為是氣液兩相流的研究溫度,具體參數見表1。

3 計算結果及分析

3.1 水溫度對循環泵揚程的影響

電站在發生失水事故后,由于水無法完全帶走堆芯所產生的熱量,水溫度不斷上升,所以本文取不同溫度下飽和工況點做分析,針對每個工況點,分別取循環泵進口含氣率為4%、6%、8%、10%、15%、20%時的揚程進行分析。如圖1所示,隨著含氣量的增大,循環泵揚程隨含氣量增加而下降。氣相在循環泵內滯留得越多,主流道的通流面積越小,加速了主流道液相的流動速度,從而降低了循環泵泵水的能力。

3.2 進口流量對循環泵輸送氣液兩相流的影響

圖2為循環泵在溫度為320 ℃,進口流量分別為額定流量的0.8、1.0、1.2倍時的揚程隨含氣量變化的曲線圖。由圖2可以看出,在3種不同流量下的循環泵揚程,都隨著含氣量的增加而下降。當電站發生失水事故之后,電站循環管路中水外泄,水動力不足,循環泵入口流量減小,但也增大了循環泵的揚程,在氣液兩相工況下,循環泵性能會隨著含氣量的逐步降低而降低。

4 結語

通過對在氣液兩相流工況下循環泵性能的研究,很好地預測了循環泵在事故工況下的性能變化。在氣液兩相工況下,循環泵在輸送低溫低速流體時能更好地維持其性能。3種不同流量下的循環泵揚程曲線比較相似,但都是隨著含氣量的增多而下降。

參 考 文 獻

[1]Kastner W,Seeberger J.Pump behaviour and ite i-mpact on a loss-of-coolant accident in a pressuriz-ed water reactor[J].Nucl Technol,1983(60):268-277.

[2]Chan A M C,Barreca S L,Hartlen RT.An Exper-imental Study of Centifugal Pump Performance Under Steam-Water Two-Phase Flow Conditions at Elevated Pressures,Cavitation Multiphase Flow Forum[J].ASME FED,1991(109):111-117.

[3]Chen T H,Quapp W J.Centrifugal Pump Perform-ance Under Simulated Two-Phase Flow Conditions,Polyphase Flow and Transport Technology[J].AS-ME,1980:175-184.

[4]Li Liang,Wang Xiao-fang.Numerical Investigation on the Interaction between the Volute and Diffuser with Different Outlet Angles in Nuclear Main Pump[Z].sia-Pacific Power and Energy Engineering Conference,APPEEC,2010.

[5]Liu X,Liu J,Wang D.Yang,Test Study on safet-y features of station blackout accident for nuclear main pump[J].Atomic Energy Science and Techno-logy,43(5):448-451.

[6]于健.小破口事故工況下核主泵性能研究[D].大連:大連理工大學,2012.

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