核主泵压力脉动及其改善方法研究进展

2021-07-16叶道星刘安林罗逸民余波赖喜德

排灌机械工程学报 2021年8期

叶道星，刘安林，罗逸民，余波，赖喜德

(1.西华大学流体及动力机械教育部重点实验室，四川成都 610039；2.西华大学能源与动力工程学院，四川成都 610039)

核主泵作为核电站唯一高速旋转设备，担任着驱动高温高压高放射性冷却剂在核电站冷却系统中循环的重要责任，因此核主泵的高效稳定运行关系着核电站的安全[1].现阶段核主泵的设计遵循的原则是“高安全、高效率、长寿命、低成本”，核主泵主要分为轴封泵和屏蔽泵[2].核主泵是一回路的主要承压边界，在设计时首先要考虑运行安全和泵壳耐压，其次才是提高水力性能[3].核主泵压水室的设计采用类球形等截面环形结构，其原因是为了保证主泵的承压能力.近几年国内对核主泵的研究进展迅速，由于主泵的水力性能主要受叶轮、导叶和蜗壳结构影响，因此对主泵的研究方向主要集中于各工况下内部流场变化以及对各过流部件结构优化等，以期达到对主泵外特性的提高.

核主泵内部流动是十分复杂的三维非定常湍流.相关研究表明，叶轮和导叶之间的动静干涉作用、二次回流、边界层分离等情况均有可能导致泵内压力随时间不断变化，出现压力脉动[4].严重的压力脉动的最大危害是导致机组的结构振动，加剧并产生噪声,从而影响机组的正常运行[4].根据文献[5]，核主泵泵壳进口的压力脉动波形表现为正弦波，叶频为主要频率，叶轮和导叶内部的压力脉动由于二者之间的相互作用，其变化情况相当复杂；脉动频率所占比重较大，其中主要以叶频、轴频和导叶通过频率为主，因此造成较大的压力脉动幅值；相比较而言，泵壳出口范围总体脉动相对较弱.为了保证主泵能在高温、高压、高放射性的核岛内安全稳定运行，必须对核主泵压力脉动进行正确的研究.

文中对近年来国内外关于核主泵压力脉动的研究方法、成果和进展进行总结分析，提出关于核主泵压力脉动的改善建议和方法.

1 压力脉动产生因素和研究方法

泵入流冲击、二次回流、动静干涉作用和气蚀等引起的流动紊乱，都会对泵内部压力脉动产生影响[6].王巍等[7]研究了非均匀入流对主泵性能的影响，结果表明：非均匀入流引起的入流冲击使主泵入口处的压力分布明显差于均匀入流.朱荣生等[8]对核主泵压力脉动压水室压力脉动进行了研究，结果表明：二次回流是引起压水室与出口段交接处压力脉动的原因之一.王春林等[9]采用大涡模拟的方法研究了混流式核主泵非定常流场的压力脉动特性，提出核主泵从叶轮进口到导叶出口截面上压力脉动的幅值在动静耦合的作用下是先增大后减小，叶轮出口处的压力脉动幅值最大.

主泵内压力脉动产生因素的研究是主泵压力脉动研究中基础研究，学者们多以影响压力脉动的机理为基础，结合不同的研究方法对核主泵压力脉动进行研究，文献[2]已详细介绍了压力脉动机理，文中只是列举部分国内外核主泵压力脉动研究内容.

目前，核主泵压力脉动的研究方法有3种：理论分析、数值模拟和模型试验.理论分析是基于流体力学中的基本方程式和前人通过试验数据总结出来的经验公式，通过数学推导和逻辑推理来分析压力脉动产生的原因和变化情况，从而得到相应的解决办法.雷明凯等[2]从核主泵压力脉动、压力脉动产生的微观机制和压力脉动诱导振动及其抑制措施对核主泵压力脉动进行了较详细的理论分析.数值模拟是指借助计算机数值计算和图像显示的方法，具体有直接模拟(DNS)、大涡模拟(LES)和分离涡模拟(DES)等，从而对核主泵内部流体流动状况进行模拟分析，达到对主泵内部压力脉动特性研究的目的.LIU等[10]采用数值模拟的方法，研究了具有叶尖间隙的涡轮式混流泵的压力脉动强度和涡特性，表明叶尖间隙对主泵湍流流动中压力脉动有显著影响，使得叶片压力面压力脉动强度分布呈三角形.由于核主泵造价高、体型大、测量困难，很难对其做真机试验，通常采用相识准则制作模型泵，在样机模型中进行试验，利用粒子图像测速法PIV和压力脉动仪器等设备对核主泵内部的压力脉动特性进行研究，主要步骤包括：模型泵制造、试验测点、确定试验方案、模型泵信号特征监测和得出结论.倪丹等[11]对主泵的蜗壳壁和内部流动情况进行了动态压力脉动和激光多普勒测速LDV试验测量，测量结果表明了导叶叶片后缘存在的明显逆时针周期性旋涡脱落和动静干涉效应是造成压力脉动高振幅的主要原因.

当前国内外核主泵压力脉动研究的主要方法是数值模拟和模型试验，很多学者通过这2种方法对主泵内非定常流动进行研究.由于主泵内瞬态水力激荡明显，很难建立系统的数学建模来对压力脉动变化特性进行分析，因此，在核主泵压力脉动的研究中理论分析运用较少，今后学者们可以对其进行更系统的研究.

2 各流量工况下核主泵压力脉动特性

在核主泵运行中，流量的变化会对泵内压力脉动产生明显的影响，引起泵体及机组的振动，严重时会对主泵产生强烈的破坏，因此各流量工况下的压力脉动研究显得特别重要.

小流量工况时，由于流动分离，泵内流动极易变得紊乱，流道内大多数区域压力脉动幅度远大于额定工况时的压力脉动幅值[12].在叶轮叶片背面进口处，因为压力较低，湍流表现得相对剧烈，容易出现涡流、脱流等现象，压力脉动显现得比较复杂；在叶轮流道中，由于叶轮和导叶的动静干涉以及小流量时叶轮内的涡流作用，压力脉动同样比较明显[13]；在导叶流道中，流体除了受动静叶片干涉的作用，还会受到球形压水室对导叶出流的影响，这使得小流量时导叶压力脉动更为严重[14]；叶轮和导叶的进出口还可能出现回流现象，使得该区域压力脉动剧烈，而且压力脉动的周期性较差，导致导叶和蜗壳内的旋涡较大，叶轮的振动都将明显加剧，进而引起驼峰现象，降低主泵性能[15].

在额定工况下，主泵整体压力脉动周期性较好，当偏离工况越多时压力脉动周期性越差[16].如图1所示，在叶轮中，相对于其他区域，叶轮吸力面的压力脉动强度和幅值较大，压力面较小，整个叶轮流道内压力脉动呈周期性变化，波峰和波谷出现的次数与叶片数相同[16]；在导叶中，压力脉动强度和幅值的最大值出现在导叶喉部，导叶整体压力脉动周期性与叶片数有关[17].

图1 叶轮监测点及设计工况下压力脉动时域图

图2为蜗壳监测点设置[18].表1数据显示出主频fBPF和倍频2fBPF的振幅A1和A2，在蜗壳中，球壳右侧监测点的压力脉动幅度大于左侧，除出口喷嘴附近的监测点外，球壳右侧监测点的压力脉动幅值均大于左侧，而蜗壳的最大压力脉动强度和幅值出现在靠近导叶出口边[18].主泵内由于动静干涉和环形压水室共同作用引起的不稳定脉动效应，在0.8Qd～1.2Qd工况下表现得不明显，此时机组的水力稳定性最好[16].

表1 仿真中fBPF和2fBPF的振幅

图2 蜗壳监测点

核主泵大流量工况主要出现在失水事故，此时压力脉动对核主泵结构的影响比额定工况和小流量工况更大，但核主泵的大流量工况研究还相对较少.

图3为大流量下核主泵中间截面瞬态涡分布图，图中，α和β为瞬态涡，Ω为涡量[19].

图3 大流量下核主泵中间截面瞬态涡M分布

由图3可知，在大流量工况下，在叶轮中，由射流尾迹所形成的涡量相较额定工况进一步增加；在导叶流道内，由射流尾迹结构形成的涡带变宽，导叶尾缘周期性旋涡脱落结构相较于额定工况更加明显；蜗壳中，靠近出液管附近的导叶出口处的压力脉动，相较其他区域更复杂，随着流量的增加，偏离设计工况越远，导叶出口处压力脉动受动静干涉影响越明显，压力脉动系数和平均径向力越大，1.3Qd时达到最大值，蜗壳右侧内部非稳态流动压力脉动相较于壳体左侧更加复杂[19].

压力脉动特性，无论是离散峰值还是均方根值，都很容易受到不同工况和测量位置的影响.压力幅值fRPF(转子通频)和fSPF(定子通频)随着流量的增加而减小，而压力幅值fR(主频)则呈现相反的趋势.转速越高，RMS值和fRPF的压力幅值越大.在偏离设计工况时，偏离程度越大，主泵压力脉动强度和幅值越大[12].因此，为考虑主泵内部整体压力脉动幅值情况，应尽量把运行流量控制在额定流量附近，以保证核主泵安全稳定运行.

3 事故工况下核主泵压力脉动特性

事故的产生会引发异常压力脉动，异常压力脉动又会扩大事故的严重性，因此事故工况下的压力脉动研究一直是核电站安全分析的主要问题之一.目前已知的主泵事故主要是卡轴事故和失水事故.

主泵卡轴事故是指主泵转轴瞬时卡死，是一种典型的极端核事故.事故工况下，泵内压力脉动表现出明显的瞬态效应，事故程度对瞬态压力脉动变化有明显影响，卡轴程度越强，压力脉动瞬态效应越明显；事故发生后，泵的运行状态随时间的进行由正常泵状态向反向涡轮状态过渡，如图4所示[20]；在事故发生时，系统会发生一种类似水击的现象，并随事故程度的增加变得严重，从而产生极剧烈的压力脉动；在事故发生后，泵内压力脉动升高，高压力脉动区从蜗壳向进口段转移，最后集中在叶轮区域，而在叶轮进出口边缘和前后盖板交界处更容易产生剧烈压力脉动[20].断电事故下的主泵工况是卡轴事故的特殊情况即卡轴事故程度为零，在断电事故发生后，主泵内部压力脉动变化情况与卡轴事故相似.

图4 反应堆冷却剂泵的全特性曲线和转子卡滞曲线

失水事故分为小破口事故和大破口事故，两者区别是：小破口事故是指由于反应堆冷却机系统管道或与之相通的部件出现小破口，但不引起压力壳内压力大幅度下降和高压注水系统基本保持水位不下降；大破口是指系统主管道发生大破裂，系统压力急剧降低到低压安注泵截止压力以下，引起流体剧烈变化.两者都会导致冷却剂丧失.失水事故的发生会导致气相进入主泵内，使主泵处于气液两相流工况，导致主泵容易产生空化，由于空化的影响，压力脉动的瞬态效应变得更加明显.在叶轮中，随着事故的发生，产生空化的区域液相介质的密度降低，导致叶轮内速度分布不均匀且速度波动剧烈，这时的速度波动对压力脉动起主要作用，因此叶轮内的压力脉动随着速度波动变得剧烈；而随着事故的发展，空化区域扩大，液相流体速度波动对压力脉动的影响变小，此时叶轮内压力脉动变得平缓[21].在导叶中，进口处由于动静干涉作用，其内部压力脉动剧烈；随着事故的发展，主频受空化影响不大，压力脉动的次主频先增大后减小，导叶内压力脉动由比主频低的信号产生[22].在蜗壳中，压力脉动瞬态效应明显，压力脉动主频幅值变化周期性差；随着事故发展，压力脉动主频会明显降低[21].

由上述研究可知，卡轴事故下核主泵压力脉动表现出剧烈的瞬态效应，而且随着事故严重程度的加深，压力脉动的幅值逐渐增大，不稳定效应更加明显.失水事故容易使泵内出现空化现象，加剧主泵压力脉动的瞬态效应，但随着空化区域的扩大，压力脉动逐渐变得平缓.为了避免事故工况的发生，优化主泵内部压力脉动是必要的研究.

4 核主泵压力脉动的改善方法

改善核主泵压力脉动主要是对内部结构进行优化，其内部结构包括叶轮、导叶和蜗壳.

叶轮作为主泵的核心旋转部件，改善其中压力脉动可以有效提高主泵的运行效率和运行稳定性.王秀礼等[23]研究了核主泵瞬变工况下不同叶轮叶片数和导叶叶片数对径向力的影响，结果表明：在变流量过程中，叶片数为5片，导叶片为11片时，主泵内部压力脉动具有周期性且分布均匀，叶轮所承受的径向力是最小的.王强磊等[24]研究了不同叶片厚度对核主泵能量性能的影响.结果表明：适当加厚叶片可以降低整个流道内的压力.

导叶在核主泵内起着整流的作用，不仅可以消除从叶轮流出液体的速度环量，还能减小泵壳的能量损失，这使得导叶在减弱主泵内流体流动压力脉动幅值，从而提高核主泵水力性能方面发挥着重要作用.近年来，国内学者针对导叶结构对核主泵压力脉动的影响进行了大量研究.周方明等[25]采用数值模拟研究了交错式导叶对核主泵性能的影响，图5展示的是原始叶片和交错叶片[26]，发现交错式导叶对扬程、轴向力和功率影响甚微，对压力脉动影响较大，有利于降低水力部件内压力脉动的振动幅值；同时还得出交错角3/4是相对较优的角度选择.李靖等[26]利用分离涡模型研究了非均布导叶对核主泵模型泵性能和压力脉动的影响，图6展示了非均布导叶的模型[26]，研究表明：导叶非均布对自身压力脉动频率无影响，对叶轮进口影响较小，对叶轮出口压力脉动影响显著；非均布导叶能够改变动静干涉脉动频谱分布，并极大减小甚至消除导叶通频、倍频脉动幅值；非均布导叶对核主泵降噪降振，避免叶片发生局部模态共振造成动态疲劳损坏.

图5 原始叶片与交错叶片

图6 非均布导叶模型

核主泵与一般泵相比最大的差异体现在蜗壳上，普通泵为螺旋形蜗壳，而主泵采用类球形设计.优化主泵蜗壳内部压力脉动，有利于提高主泵的水力性能，减小涡对主泵的破坏.张栋俊等[27]研究了球形压水室不同扩散管位置对核主泵性能的影响.图7为2种扩散管方案下的主泵总压分布，研究表明扩散管在一侧设计的压力分布优于中间设计[27].但在实际的设计中选用中间设计，这是因为在实际泵壳设计中更多考虑了主泵的承压能力和运行安全.王鹏等[28]数值分析了核主泵不同偏心距下的径向力，并和Stepanoff公式计算结果进行比较，图8为偏心示意图，其中d为偏移量，结果表明：由于偏心距的存在，核主泵会有径向力的产生；在偏心距为10 mm时，核主泵运行压力脉动最小，所受径向力最小[28].