首页 >
论文范文 >
工程工业论文 >
核工业论文 >
核仪器仪表论文 >
小破口失水背景下屏蔽泵轴系动力学研究
摘要：以屏蔽式核主泵的主要设计参数为依据，在对屏蔽式核主泵合理简化的基础上进行水力设计与三维模型建立。采用计算流体力学软件（CFX）对正常工况下、进口段小破口失水工况下和出口段小破口失水工况下的屏蔽式核主泵流场进行数值分析，计算叶轮受力与变形。将叶轮受力作为屏蔽式核主泵谐响应分析的输入载荷，分析屏蔽式核主泵轴系的振动情况。计算结果表明：由于进口段破口导致冷却剂流失，叶轮受力、核主泵轴系振幅大幅减小；出口段破口导致核主泵流量短时间内增加，致使叶轮受力略有增加，核主泵轴系振幅最大值仅有小幅增大。
加入收藏
核主泵是核反应堆冷却剂循环泵的简称，主要用于推动冷却剂在反应堆冷却剂系统中循环运动，将核反应堆产生的热量带到蒸汽发生器中产生蒸汽推动汽轮机旋转发电[1,2,3,4]。失水事故（LOCA）是由回路压力边界出现破口导致的。失水事故会导致冷却剂泄漏、堆芯无法及时冷却、放射性物质进入核电站外部世界[5]。因此，研究核主泵在小破口失水工况下的工作状态有利于采取相应安全措施防止发生核事故。
国内对失水工况下核主泵工作状态已有一些研究，于健[6]研究了核主泵在小破口失水事故中的振动工况、惰转工况及气液两相工况；王学吉[7]通过数值模拟和试验验证研究了CAP1400核主泵在发生下破口失水事故下核主泵的性能和含气率的关系；王海彬[8]通过试验研究和数值模拟的方法对CAP1400核主泵进口段发生失水事故时的泵内流场的压力脉动特性进行了研究。对于小破口工况下核主泵轴系响应尚未有相关报道。
本文以屏蔽式核主泵为研究对象，对其进行有限元建模、流固耦合数值分析，计算其在小破口失水工况下的轴系谐响应，为小破口失水工况下核主泵轴系动力学响应特征提供数据基础。
1、数值计算
图1屏蔽式核主泵的结构图
1.1 模型简化
以屏蔽式核主泵为研究对象，其设计参数如表1[9]所示。屏蔽式核主泵的结构如图1所示，其主要部件包括泵壳，叶轮，上、下飞轮，上、下径向轴承，双向推力轴承，定子外壳，定子铁芯，转子铁芯。
表1屏蔽式核主泵的主要设计参数
屏蔽式核主泵的结构比较复杂，对其进行适当简化再建模。简化内容包括去除与计算无关的部件及尺寸小、影响小的结构，如冷却循环系统、屏蔽电动机及屏蔽套，将上、下飞轮等效为圆盘等[10]。且叶轮、下飞轮、上飞轮有各自对应的质量不平衡量，如表2所示。屏蔽式核主泵的简化三维模型图如图2所示。
表2屏蔽式核主泵的质量不平衡量
图2屏蔽式核主泵的三维模型
1.2 边界条件
在所有需要进行模拟计算区域的外表面上，均需设置边界条件。流体介质的材料选择液态水。入口处采用质量流量边界条件；出口处采用压力边界条件。叶轮处采用移动壁面，边界条件为无滑移壁面；泵壳壁面采用静止壁面，边界条件为无滑移壁面。边界条件参数如表3所示。
1.3 数值分析方法
表3边界条件参数
选用Workbench中的CFX模块进行流体数值分析。将叶轮流体计算域设置为旋转域，旋转轴为Z轴，设置旋转速度为1800r/min;其他流体计算域设置为静止域。湍流模型选为k-Epsilon,k-Epsilon是湍流模式理论中的一种，简称k-ε模型。因为标准k-ε模型可用于复杂几何外部流动问题，又可用于可压缩和不可压缩流体，且精度合理，所以选用标准k-ε湍流模型。数值分析的流程图如图3所示。
图3数值分析流程图
2、计算结果及分析
采用CFD方法计算出失水事故工况下核反应堆冷却剂对核主泵叶轮的作用力，将这个作用力作为核主泵谐响应分析的输入载荷，研究失水事故工况对核主泵轴系振动的影响。按破口所在位置可将破口失水事故分为进口段破口失水事故和出口段破口失水事故；按破口面积可将失水事故分成小破口、中破口及大破口失水事故[11]。破口面积在0.046m2以下的破口被称为小破口。进口段破口位置如图4(a）所示，出口段破口位置如图4(b）所示，本文研究方法适用所有破口面积，选择临界面积0.0457m2进行研究。
图4破口所在位置
2.1 正常工况下核主泵的谐响应分析
图5为正常工况下流体压力分布图，压力最大值为10.2648MPa。图6(a）为正常工况下叶轮的变形图。从图中可以看出，叶轮的变形是沿着径向由内向外增大，最大变形量为0.081785mm。图6(b）为正常工况下叶轮受力图，叶片外缘受力最大，最大受力值为57.438MPa。
图5正常工况下流体压力分布图
从图7可以看出，在7Hz时核主泵轴系的振幅达到最大值2.7253mm,随后振幅一直减小,在30Hz时振幅为0.0138mm。
2.2 进口段破口工况下核主泵谐响应分析
图8为进口段破口工况下流体压力分布图，压力最大值为2.43515MPa，比正常工况下压力减小了76.277%。图9(a）为进口段破口工况下叶轮变形图。从图中可以看出，叶轮外缘变形最大，为0.013671mm，比正常工况下叶轮变形减小了83.284%。图9(b）为进口段破口工况下叶轮受力，受力最大值为10.051MPa，比正常工况下叶轮最大受力减小了82.501%。
图6正常工况下叶轮变形与受力
图7正常工况下谐响应频谱图
图8进口段小破口工况下流体压力分布图
从图10可以看出，在7Hz时核主泵轴系的振幅达到最大值1.891mm，比正常工况下核主泵轴系最大振幅下降了30.613%，随后振幅一直减小，在30Hz时振幅为0.00987mm，比正常工况下振幅下降了28.478%。
图9进口段小破口工况下叶轮变形与受力
图10进口段小破口工况下谐响应频谱图
2.3 出口段小破口工况下核主泵谐响应分析
图11为出口段破口工况下流体压力分布图，压力最大值为10.4741MPa，比正常工况下压力增大了2.039%。图12(a）为出口段破口工况下叶轮变形图，叶轮外缘变形最大，变形值为0.08311mm，比正常工况下叶轮变形增大1.62%。图12(b）为出口段破口工况下叶轮受力图，叶片受力最大，最大受力为60.977MPa，比正常工况下叶轮受力增加了6.161%。从图13可以看出，在7Hz时核主泵轴系的振幅达到最大值（2.7504mm），比正常工况下核主泵振幅增加了0.921%，随后振幅一直减小，在30Hz时振幅为0.0138mm，与正常工况下核主泵振幅一致。图14为3种工况下核主泵轴系谐响应图，从图中可以看出进口段破口工况下核主泵轴系振幅最小，出口段破口工况下核主泵振幅略大于正常工况下核主泵振幅。
图11出口段破口工况下流体压力分布图
2.4 计算结果分析
1）进口段破口工况下冷却剂从破口流失无法到达叶轮处，导致叶轮最大受力比正常工况减小了82.501%，最大变形减小了83.284%，最大振幅下降了28.478%。
图12出口段破口工况下叶轮变形与受力
2）出口段出现破口导致出口面积增大，冷却剂流速在短时间内增大，所以叶轮受力增大。与正常工况相比叶轮最大受力增加了6.161%，最大变形增大1.62%，轴系最大振幅增加了0.921%。
图13出口段破口工况下谐响应频谱图
图143种工况下谐响应频谱图
3）通过监测7Hz时核主泵轴系振幅变化可判断核主泵工况。当核主泵轴系在7Hz下的振幅大幅下降时进口段出现小破口；当核主泵轴系在7Hz下的振幅小幅增加时出口段出现破口。
3、结论
通过对核主泵在正常工况下和在小破口工况下的谐响应分析后，得到了以下结论：1）与正常工况下核主泵工作状态相比，进口段小破口工况下叶轮受力、变形及振幅大幅减小；2）与正常工况下核主泵工作状态相比，出口段小破口工况下，叶轮受力、变形略有增大，核主泵轴系振幅仅有小幅变化。
参考文献：
[1]朱荣生,刘永,王秀礼,等.失水事故初期核主泵气液两相流动特性[J].哈尔滨工程大学学报,2017,38(9):1399-1405.
[2]付强,习毅,朱荣生,等.含气率对AP1000核主泵影响的非定常分析[J].振动与冲击,2015,34(6):132-136.
[3]朱荣生,郑宝义,袁寿其,等.1000MW核主泵失水事故工况下气液两相流分析[J].原子能科学技术,2012,46(10):1202-1206.
[4]王俊,张永超,王达,等.混流式核主泵内部复杂流动结构分析[J].流体机械,2017,45(10):58-63.
[5]博金海,王飞.小破口失水事故研究综述[J].核科学与工程,1998,18(2):172-179.
[6]于健.小破口事故工况下核主泵性能研究[D].大连:大连理工大学,2012.
[7]王学吉.小破口失水工况下CAP1400核主泵气液两相流模拟[D].镇江:江苏大学,2017.
[8]王海滨.进口破口事故下CAP1400核主泵内压力脉动特性研究[D].镇江:江苏大学,2018.
[9]孙汉虹,程平东,缪鸿兴,等.第三代核电技术AP1000[M].北京:中国电力出版社,2010.
[10]孙丹.大型屏蔽电动机泵轴向力分析[D].沈阳:沈阳工业大学,2018.
[11]丁书华,钱立波,吴丹.反应堆冷却机泵水力特性对大破口失水事故的影响研究[J].核动力工程,2013,34(1):192-195.
王硕,赵晶,孙丹,夏海明.小破口失水工况下屏蔽泵轴系动力学分析[J].机械工程师,2020(08):57-59+62.
基金:辽宁省重点研发项目(2017106016).
分享：
表面等离子体激元(Surface Plasmon Polaritons, SPPs)是在金属与介质交界面上传输的电磁表面波，其能量的高度局域特性为实现高灵敏度传感提供了有利条件。金属—电介质—金属(Metal-Dielectric-Metal, MDM)波导具有较强的模式束缚和较低的传输损耗，逐渐成为基于SPPs器件的有效传输回路。
2024-12-05
在当今城市化进程不断加速的背景下，现代环境破坏问题，尤其是水环境的破坏，已经日益严重，对社会发展和人类生活产生了重大影响。因此，现代环保领域迫切需要采取科学、合理的方法对水环境进行监测和管理。过去，水环境监测主要依赖于人工监测法，即在现场采集水样后送至实验室进行监测，虽然该方法监测效果较为准确。
2024-11-14
故障缺省值(以下简称“缺省值”)是指在数字化仪控系统(Digital Instrument Control System, DCS)中预先设置的替代值，用于在仪表/设备发生故障时参与机组的逻辑控制，以弱化或消除故障对机组运行的影响。缺省值的选择应严谨细致，必须结合系统工艺、平台特点进行深度分析和合理确定[1]。
2024-08-05
核级冷水机组作为海上核动力平台上的冷源设备，为安全级通风空调设备及工艺设备提供冷水，以保证在所有运行状态下安全重要系统和部件所需的环境条件，是平台安全稳定运行重要保障。因此必须采用设备鉴定的程序来确认核级冷水机组在整个设计运行寿命期内的预想环境条件下满足执行其安全功能的要求
2023-06-30
实验利用YBCO高温超导带材制作了机械式可拆卸接头,测量了77K温度下YBCO带材稳定层电阻率､焊料电阻率､铟箔电阻率､焊接接头电阻和机械接头电阻,根据以上材料的电阻率､接头中各层材料厚度和接头电阻,计算了机械接头中主要电阻来源的阻值范围,最后分析了不同表面处理､压力､降温次数和静置时间对接头电阻的影响｡
2020-10-24
高能同步辐射光源是中国“十三五”重大科研基础设施项目之一，建成之后将会是世界上发射度最低、亮度最高的同步辐射光源，可提供能量高达300keV的高性能X射线。HEPS由一个长18.9m的500MeV直线电子加速器、一个周长454.5m的6GeV增强器、一个周长1360.4m的6GeV电子储存环以及若干条光束线站组成，如图1所示。
2020-09-14
传统的径向精加工刀路,刀具的前刀面与未加工表面角度很小,切屑排出的空间很小,距离很长,导致一些切屑在切削处积压,刀具在继续切削情况下工件的径向表面受到剧烈的摩擦、塑性变形和热冲击,工件的内部金属承受很大的塑性变形,在工件表面层残留大量应力,这些应力在长期的外部温度和切削力作用下,破坏了原本已加工表面的平衡[6,7,8]6-8],如图7所示。
2020-09-14
2016年初开始实施了仪表、控制和电气系统现代化改造，在堆芯增设了辐照装置。因辐照后靶件发热率高，能否通过对已有设施进行适应性改造，实现目标要求，必须进行分析论证。结合MHWRR堆芯结构及特性、裂变钼辐照靶件结构，分析了靶件堆内辐照和辐照后靶件转运过程中的物理、热工水力特性及辐照技术，提出了安全上满足要求、技术上可行、工程上可实施的方案。
2020-09-14
固定资产作为企业掌握的重要资源之一，在企业资产总额中占有较大的比例。核电企业占比达70%以上。管理好固定资产对于加强企业的生产经营、提升企业的经济效益、促进企业的稳固发展具有重要意义。目前传统的固定资产管理模式无论是从质量上还是效率上，都难以适应经营管理新形式的需要。
2020-08-28
EPR核电机组在设计阶段专门考虑了单列仪控丧失的工况，要求在此工况下机组执行的主要功能能够维持，因此EPR机组在设备冗余、仪控系统功能冗余及隔离等方面进行了特有的设计，特别通过对列间传输信号的缺省值设计最终实现功能的维持。本文研究了EPR机组基于单列仪控丧失的缺省值设计策略，提出了具体的设计方法和原则，并最终在EPR台山1/2号机组单列仪控丧失试验中得到验证。
2020-08-28
人气：4120
人气：4112
人气：2976
人气：2290
人气：1836
我要评论
期刊名称：核安全
期刊人气：2730
主管单位：生态环境部
主办单位：国家环境保护总局核安全中心
出版地方：北京
专业分类：科技
国际刊号：1672-5360
国内刊号：11-5145/TL
邮发代号：无
创刊时间：2003年
发行周期：双月刊
期刊开本：大16开
见刊时间：4-6个月
影响因子：0.000
影响因子：0.505
影响因子：0.359
影响因子：0.033
影响因子：0.000
科普杂志阅读、期刊信息查询、论文下载、文献查询、原创文章检测等多项服务。
服务热线
您的论文已提交，我们会尽快联系您，请耐心等待！
你的密码已发送到您的邮箱，请查看！
2020-08-28
254
上传者：管理员
