核主泵卡轴事故瞬变过程的水动力特性研究_黎义斌.pdf

文章编号：0258-0926(2023)02-0177-08;DOI:10.13832/j.jnpe.2023.02.0177核主泵卡轴事故瞬变过程的水动力特性研究黎义斌1,2，瞿泽晖1，郭艳磊1,2，李冬浩1，杨从新1,2，潘军1，王秀勇1,21.兰州理工大学能源与动力工程学院，兰州，730050；2.兰州理工大学核级泵先进装备创新研究中心，兰州，730050摘要：为探究核主泵卡轴事故瞬变过程的水动力特性，通过动态匹配核主泵水力特性与系统管路阻力特性，建立了反应堆一回路系统的全三维简化模型。借助计算流体动力学（CFD）方法对核主泵卡轴事故工况进行了瞬态数值模拟，得到不同卡轴工况下核主泵外特性、内部压力场、叶轮叶片载荷与受力特性的瞬时变化。研究表明：卡轴时间越短，核主泵相应特性参数的瞬时变化越剧烈，事故造成影响越严重。以叶轮转速刚降为 0 r/min 时为节点，在卡轴时间为 0.1、0.3、0.5 s 三种卡轴工况下，流量分别降低到正常运行时的82.3%、61.4%、49.6%；核主泵扬程达到反向极值，分别为正常运行时的137.7%、87.4%、56.9%；叶轮叶片两侧压力差值达到最大，分别为 1.34、0.73、0.47 MPa，且在叶轮叶片工作面一侧和导叶流道中间部分形成相对集中的低压区；叶轮所受轴向力达到反向极值，分别为正常运行时的159.3%、96.5%、65.5%。本数值预测方法对反应堆水动力系统的动态安全性评估提供了一定的数据支撑。关键词：核主泵；反应堆一回路系统；卡轴事故；瞬态特性；数值模拟中图分类号：TL334文献标志码：AStudy on Hydrodynamic Characteristics of Transient Process ofReactor Coolant Pump Shaft Stuck AccidentLi Yibin1,2,Qu Zehui1,Guo Yanlei1,2,Li Donghao1,Yang Congxin1,2,Pan Jun1,Wang Xiuyong1,21.School of Energy and Power Engineering,Lanzhou University of Technology,Lanzhou,730050,China;2.Innovation Research Centerfor Advanced Equipment of Nuclear Class Pumps,Lanzhou University of Technology,Lanzhou,730050,ChinaAbstract:In order to explore the hydrodynamic characteristics of transient process of thereactor coolant pump shaft stuck accident,a full three-dimensional simplified model of the reactorprimary circuit system was established by dynamically matching the hydraulic characteristics of thereactor coolant pump and the resistance characteristics of the system pipeline.The transientnumerical simulation of the reactor coolant pump shaft stuck accident condition is carried out byusing the computational fluid dynamics (CFD)method,and the transient variations of externalcharacteristics,internal pressure field,impeller blade load and force of the reactor coolant pumpunder different shaft stuck conditions are obtained.The study shows that the shorter the shaft stucktime,the more dramatic the transient variation of the reactor coolant pump characteristic parameters,and the more serious the impact of the accident.Taking the moment when the impeller speed justdrops to 0 r/min as the node,under three shaft stuck conditions(i.e.shaft stuck time=0.1 s,0.3 sand 0.5 s),the flow rate decreases to 82.3%,61.4%and 49.6%,respectively,of that under thenormal operation.The head of the reactor coolant pump reaches the reverse extreme value,i.e.137.7%,87.4%and 56.9%,respectively,of the value under the normal operation.The pressure 收稿日期：2022-05-26；修回日期：2022-10-21基金项目：国家自然科学基金（51866009）；国防基础科研计划（JCKY2019427D001）作者简介：黎义斌（1977），男，教授，博士生导师，主要从事核主泵内部流动及其激励机制研究，E-mail: 第 44 卷第 2 期核 动 力 工 程Vol.44 No.22 0 2 3 年 4 月Nuclear Power EngineeringApr.2023difference between the two sides of the impeller blade reaches the maximum,i.e.1.34 MPa,0.73MPa and 0.47 MPa,respectively,and a relatively concentrated low-pressure area is formed on theside of the blade working surface in the impeller blade and in the middle part of the guide vane flowchannel.The reverse extreme value of the axial force on the impeller reaches 159.3%,96.5%and65.5%,respectively,of the value under the normal operation.The numerical prediction methodprovides certain data support for the dynamic safety assessment of the reactor hydrodynamicsystem.Key words:Reactor coolant pump,Reactor primary circuit system,Shaft stuck accident,Transient characteristics,Numerical simulation 0 引言“华龙一号”反应堆机组是我国自主研发的先进压水堆，核主泵作为其反应堆冷却剂系统（即一回路系统）内仅有的高速旋转部件，对冷却剂的循环运输起到了至关重要的作用1-2。卡轴事故是指核主泵在正常运行时转子受到极大阻力矩，在极短时间内被迫停转的一种极端事故工况。该事故发生后，系统内部流动变化剧烈，会直接影响核主泵推送冷却剂的能力，进一步威胁到反应堆的安全运行。近年来，国内外学者对核主泵事故工况下的瞬态特性进行了大量研究。刘永3介绍了归一化方法在卡轴事故中的表达。钟伟源4通过搭建卡轴瞬态试验系统，采集与分析了核主泵相应特性参数变化。Li 等5基于反应堆一回路闭式系统，对核主泵事故停机过程中的水力特性进行了研究。Tang 等6发现在卡轴事故发生后，一回路系统内故障环路的压力管存在反流现象。Wang7探究了卡轴事故下核主泵内部瞬变流动和结构响应规律。Azzoune 等8以热工水力试验为基础分析了因核主泵轴断裂而导致的瞬态失流。苏宋洲等9对核主泵启动过程中的叶轮受力进行了分析。王秀礼10基于不同惰转模型，探究了核主泵停机过渡过程中的瞬态涡量与径向力变化。付强等11分析了核主泵在失水事故工况下的气液两相瞬态流动特性。Gao 等12建立了核主泵在断电惰转工况下，流量与转速变化规律的数学模型。Ye 等13对断电事故工况下核主泵叶轮叶片的涡动力特性进行了诊断。但现有文献多是基于开式系统下简化的计算模型，未将完整的一回路系统考虑进来，同时也很少考虑到流体介质的可压缩性。本文基于反应堆一回路系统，将流体介质的压缩性考虑在内，通过数值模拟方法得到卡轴事故工况下核主泵外特性与水动力特性的瞬时变化，以期对反应堆水动力系统的动态安全性评估提供数据支撑。1 模型简化及数值计算方法 1.1 计算模型和基本参数对核主泵的各主要过流部件流体域进行 1:1三维建模。由于本文是对卡轴事故瞬变过程中核主泵内部流动特性进行研究，而该过程中的间隙流动对泵内主流的影响可忽略不计，因此在建模时未考虑核主泵前后腔与口环间隙。核主泵流体域三维模型如图 1 所示，额定参数见表 1。图 1 核主泵流体域三维模型Fig.1 3D Model of Fluid Domain of Reactor Coolant Pump 表 1 核主泵额定参数Tab.1 Rated Parameters of Reactor Coolant Pump参数名参数值额定流量/(m3h1)24680设计扬程/m102.8额定转速/(rmin1)1485参考压力/MPa15.5叶轮叶片数4导叶叶片数11178核 动 力 工 程Vol.44 No.2 2023“华龙一号”反应堆一回路系统包含 3 条环路，其中各环路在力学上的等效方法是一致的，在其余 2 条环路正常运行的前提下，可将系统中发生卡轴事故的环路单独进行建模。蒸汽发生器内传热管的数量多、直径小14-15，因此基于等流通截面法，将传热管等面积简化为 3 根倒 U 型弯管，并在传热管直管段和反应堆堆芯处添加阻力元件，通过调控各阻力元件的流通半径，使核主泵在一回路系统内运行到额定工况点5，整体简化如图 2 所示。图 2 反应堆一回路系统简化示意图Fig.2 Simplified Schematic Diagram of Reactor PrimaryCircuit System 1.2 网格划分应用 ANSYS ICEM 软件对核主泵各过流部件进行六面体网格划分。考虑计算资源的同时保证数值模拟的收敛性与可靠性，以核主泵当前扬程（H）与设计扬程（Hd）的比值 H/Hd作为参考，进行如图 3 所示的网格无关性检验。综合考虑后，选择核主泵流体域网格总数为 903.05 万。核主泵流体域网格如图 4 所示，其中各过流部件网格单元数为：进口段 78.64 万，叶轮 279.78 万，导叶 255.03 万，压水室 289.60 万。同时，系统管路部分整体采用四面体网格，网格总单元数为2151.38 万。图 3 网格无关性验证Fig.3