夏 栓 馮 斌 張海軍

1（上海核工程研究設(shè)計(jì)院 上海 200233）2（上海?；⒃畔⒖萍加邢薰?上海 200235）

AP1000核島主泵流場數(shù)值模擬

夏 栓1馮 斌1張海軍2

1（上海核工程研究設(shè)計(jì)院 上海 200233）2（上海海基盛元信息科技有限公司 上海 200235）

AP1000反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的設(shè)計(jì)中，反應(yīng)堆冷卻劑泵(RCP)直接焊接在蒸汽發(fā)生器(SG)腔室封頭上。這樣的設(shè)計(jì)使得蒸汽發(fā)生器下腔室和主泵入口段的流場復(fù)雜化，有可能在蒸汽發(fā)生器下腔室出口或主泵入口產(chǎn)生漩渦，從而使得SG出口阻力增大，并影響主泵的長期穩(wěn)定運(yùn)行，降低主泵的水力效率。對(duì)于該問題，AP600設(shè)計(jì)過程中做過相關(guān)的試驗(yàn)，但試驗(yàn)費(fèi)用很高，且試驗(yàn)結(jié)果的普適性不高，參數(shù)和設(shè)備尺寸稍有修改則試驗(yàn)結(jié)果將不再適用。為了解決這個(gè)問題，本文考慮采用新一代的CFD數(shù)值模擬工具PumpLinx進(jìn)行研究，分析蒸汽發(fā)生器和反應(yīng)堆冷卻劑泵流暢的耦合情況。考慮到建立主泵三維模型的難度，本文的思路是首先采用Pro/ENGINEER專業(yè)造型軟件建立蒸汽發(fā)生器腔室封頭和兩臺(tái)主泵泵殼的三維模型，再采用CFX建立主泵葉輪和導(dǎo)葉的模型，然后采用PumpLinx對(duì)模型進(jìn)行整合并劃分網(wǎng)格并進(jìn)行分析，得出主泵和蒸汽發(fā)生器耦合部分的流場情況，從而為AP1000設(shè)計(jì)提供支持。

主泵，PumpLinx

1 AP1000反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)

AP1000是西屋公司開發(fā)的一種兩環(huán)路1000MWe 的非能動(dòng)壓水反應(yīng)堆核電站。AP1000的設(shè)計(jì)滿足用戶對(duì)具有非能動(dòng)安全性能的先進(jìn)輕水堆的要求(URD)，具有第三代先進(jìn)輕水堆的簡單性、安全性、可靠性和經(jīng)濟(jì)性的特點(diǎn)。AP1000 的主要性能特點(diǎn)是系統(tǒng)簡化、非能動(dòng)安全、數(shù)字化儀控和模塊化建造。

在AP1000產(chǎn)生之前，西屋公司已完成了AP600的開發(fā)工作。AP600 首次將“非能動(dòng)”理念引入壓水反應(yīng)堆設(shè)計(jì)，使核電站安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)發(fā)生了革新的變化，產(chǎn)生了設(shè)計(jì)簡化、系統(tǒng)設(shè)置簡化、工藝布置簡化、施工量減少、工期縮短等一系列優(yōu)良效應(yīng)。為克服AP600容量小、比造價(jià)高的弱點(diǎn)，在保持AP600 安全系統(tǒng)非能動(dòng)化這一基本特點(diǎn)的基礎(chǔ)上，西屋公司研發(fā)了AP1000 壓水堆核電站。

AP1000反應(yīng)堆和反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)設(shè)計(jì)采用成熟技術(shù)。但由于非能動(dòng)設(shè)計(jì)理念的引入和屏蔽式冷卻劑泵的采用，使得其設(shè)計(jì)與傳統(tǒng)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的設(shè)計(jì)又有很大的不同。

AP1000反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(見圖1)有兩條環(huán)路，每條環(huán)路由一條熱段主管道和兩條冷段主管道、一臺(tái)蒸汽發(fā)生器以及與之直接相連的兩臺(tái)反應(yīng)堆冷卻劑屏蔽泵組成。RCS還包括一臺(tái)反應(yīng)堆壓力容器、一臺(tái)穩(wěn)壓器、自動(dòng)卸壓系統(tǒng)和反應(yīng)堆壓力容器頂蓋放氣系統(tǒng)。RCS的所有設(shè)備都布置在反應(yīng)堆安全殼內(nèi)。

兩臺(tái)蒸汽發(fā)生器對(duì)稱布置，系統(tǒng)管路由兩個(gè)主冷卻劑環(huán)路構(gòu)成。每個(gè)環(huán)路的冷段完全相同，并采用了大半徑彎管使管路流動(dòng)阻力降低，并為調(diào)節(jié)冷熱管不同的膨脹率提供柔韌性。管子整體鍛造，消除焊縫，既降低成本，也減少在役檢查的工作量。管路結(jié)構(gòu)和材料的選擇顯著降低了管子的應(yīng)力。

主泵采用屏蔽式泵，電機(jī)與水泵共用一根轉(zhuǎn)動(dòng)軸，其間沒有聯(lián)軸器，所有轉(zhuǎn)動(dòng)部件均被包容在與主回路冷卻劑相連通的承壓殼中。由于屏蔽泵沒有軸封，使主回路成為一個(gè)“封閉的”系統(tǒng)，傳統(tǒng)壓水堆核電站中的軸封LOCA 事件在AP1000 設(shè)計(jì)中不會(huì)發(fā)生。另外，主泵直接安裝在蒸汽發(fā)生器下封頭上，可使泵與蒸汽發(fā)生器采用同一個(gè)支撐，大大簡化了支撐系統(tǒng)。

AP1000 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)采用了簡化、安全和緊湊布置的設(shè)計(jì)，冷卻劑壓力邊界相對(duì)于傳統(tǒng)壓水堆核電站有所簡化，壓力邊界的完整性比傳統(tǒng)設(shè)計(jì)更加可靠。

圖1 AP1000反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)Fig.1 AP1000 reactor cooling system.

反應(yīng)堆冷卻劑泵(RCP)直接焊接在蒸汽發(fā)生器(SG)腔室封頭上，這就取消了主泵的支撐，簡化了主系統(tǒng)的布置，同時(shí)消除了小LOCA清除環(huán)路水封階段，降低了堆芯裸露的可能。但這樣的設(shè)計(jì)使得蒸汽發(fā)生器下腔室和主泵入口段的流場復(fù)雜化，有可能在蒸汽發(fā)生器下腔室出口或主泵入口產(chǎn)生漩渦，從而使得SG出口阻力增大，并影響主泵的長期穩(wěn)定運(yùn)行，降低主泵的水力效率。對(duì)于該問題，AP600設(shè)計(jì)過程中做過相關(guān)的試驗(yàn)，但試驗(yàn)費(fèi)用很高，且試驗(yàn)結(jié)果的普適性不高，參數(shù)和設(shè)備尺寸稍有修改則試驗(yàn)結(jié)果將不再適用。

為了解決這個(gè)問題，本文考慮采用三維CFD流場分析軟件進(jìn)行研究，分析蒸汽發(fā)生器和反應(yīng)堆冷卻劑泵流暢的耦合情況?？紤]到建立主泵三維模型的難度，本文的思路是首先采用Pro/ENGINEER專業(yè)造型軟件建立蒸汽發(fā)生器腔室封頭和兩臺(tái)主泵泵殼的三維模型，再采用CFX建立主泵葉輪和導(dǎo)葉的模型，然后采用PumpLinx對(duì)模型進(jìn)行整合并劃分網(wǎng)格并進(jìn)行分析，得出SG-RCP耦合部分的流場情況，從而為AP1000設(shè)計(jì)提供支持。

2 計(jì)算分析

2.1控制方程

控制方程[1?3]包括質(zhì)量守恒方程，動(dòng)量守恒方程，守恒方程最基本的積分行式可以寫成如下形式：

式中，()tΩ為控制體，σ為控制體的表面，n為垂直于控制體向外的法向量，ρ為流體的密度，f為體力，v為流體速度，σv為面運(yùn)動(dòng)速度。剪切力張量~τ是流體粘性μ和速度梯度的函數(shù)。對(duì)于牛頓流體來說，剪切力可以表示為：

式中，ui( i=1,2,3)是速度v的三個(gè)分量，δij是克羅內(nèi)克δ函數(shù)。

2.2湍流模型

PumpLinx軟件中采用的湍流模型為標(biāo)準(zhǔn)kε-模型和RNG kε-模型。標(biāo)準(zhǔn)kε-為二方程模型[4]，方程為：

湍流動(dòng)能中，k定義為：

式中，應(yīng)變張量為：

湍流粘性tμ可通過下式計(jì)算獲得：

式中，Cμ=0.09。

湍流生成項(xiàng)tG可以表示成速度和剪切應(yīng)力張量的方程：

為湍流雷諾應(yīng)力，可以根據(jù)Boussinesq假設(shè)得到：

2.3空化模型

空化模型為全空化模型，全空化模型考慮到了真實(shí)流體所有重要的屬性：空化、充氣、液體的可壓縮性。該模型最早從Singhal[4]等人開始研究，發(fā)展到目前為止，模型的性能和可靠性有了顯著提高。

最初的全空化模型用如下方程描述了空化的蒸汽分布：式中，fD為蒸汽質(zhì)量分?jǐn)?shù)的擴(kuò)散率，fσ是湍流Schmidt數(shù)。本文中，這兩個(gè)數(shù)分別等于混合流體的粘性和unity。

蒸汽生成項(xiàng)eR和凝結(jié)率cR的模型如下：

最終混合液體的密度為：

2.4網(wǎng)格生成

PumpLinx中的網(wǎng)格生成方法基于二叉樹算法，生成自適應(yīng)的笛卡爾網(wǎng)格。使用這種技術(shù)，網(wǎng)格在需要更高幾何精度區(qū)域劃分時(shí)，會(huì)讓較粗的網(wǎng)格按照一分為二的方式加密。在邊界上，網(wǎng)格則會(huì)按照流體域的表面切割，以精確適應(yīng)流體域的邊界。

3 基于PumpLinx的非定常數(shù)值模擬

核島主泵由兩個(gè)相同的離心泵并聯(lián)而成，兩個(gè)離心泵公用一個(gè)進(jìn)口端。主泵的上端為主泵的離心泵，下端為公用的半球形的進(jìn)口端。本文在對(duì)核島主泵進(jìn)行數(shù)值模擬時(shí)，首先從核島主泵的模型中提取出相應(yīng)的流體域。如圖2為核島主泵的流體域結(jié)構(gòu)，其中圖(a)為主泵的主視圖，圖(b)為核島主泵的俯視圖。并對(duì)流體域進(jìn)行網(wǎng)格劃分。

主系統(tǒng)正常運(yùn)行過程中，兩臺(tái)主泵以1800r/min?1的轉(zhuǎn)速轉(zhuǎn)動(dòng)（兩臺(tái)泵從電機(jī)向泵殼方向看均為逆時(shí)針旋轉(zhuǎn)），將蒸汽發(fā)生器下腔室冷側(cè)部分的冷卻劑抽出送入冷段進(jìn)行循環(huán)。

電廠滿功率運(yùn)行時(shí)，主系統(tǒng)壓力約為15.5MPa，冷段溫度約為280.6 oC，主泵轉(zhuǎn)速約為1800r/min?1，流量約為17886m3/h，冷卻劑密度為763.24 kg/m3。

圖2 核島主泵流體域結(jié)構(gòu)(a) 主視圖；(b) 俯視圖Fig.2 Fluid domain of the pump. (a) front view; (b) top view

3.1邊界條件

在PumpLinx中可參數(shù)化的設(shè)置離心泵的邊界條件，需輸入入口壓力，出口流量，并設(shè)定轉(zhuǎn)子部分為“轉(zhuǎn)子”邊界條件。表1為核島主泵的主要工作參數(shù)以及PumpLinx所需主要邊界條件的設(shè)置。表2為工作工質(zhì)的參數(shù)。

表1 主泵的主要參數(shù)Table 1 Main parameters of the pumps.

表2 工作工質(zhì)參數(shù)Table 2 Working medium’s parameters.

3.2網(wǎng)格生成

采用PumpLinx基于二叉樹算法的網(wǎng)格生成方式生成笛卡爾網(wǎng)格，并對(duì)離心泵轉(zhuǎn)子部分進(jìn)行局部加密，網(wǎng)格的總數(shù)為2548468。圖3為核島主泵的網(wǎng)格情況，圖4為經(jīng)過離心泵旋轉(zhuǎn)中心截面的網(wǎng)格情況。

圖3 核島主泵的網(wǎng)格Fig.3 Meshes of the pump.

圖4 經(jīng)過離心泵旋轉(zhuǎn)中心的截面的網(wǎng)格Fig.4 Meshes of one cross section of the pump.

3.3計(jì)算結(jié)果

主泵部分的分析和模擬是本文的難點(diǎn)，但主泵作為動(dòng)力源，其分析的準(zhǔn)確性直接影響真?zhèn)€流場的分析準(zhǔn)確性。因此首先應(yīng)分析主泵的流量-揚(yáng)程點(diǎn)是否與實(shí)際設(shè)計(jì)點(diǎn)相符合。揚(yáng)程通過測量主泵進(jìn)出口的總壓差確定，流量以出口處的體積流量為準(zhǔn)。

表3為離心泵1的出口流速和揚(yáng)程與設(shè)計(jì)工作參數(shù)之間的對(duì)比。

表3 離心泵1數(shù)值模擬得到的數(shù)據(jù)以及與設(shè)計(jì)工作參數(shù)的對(duì)比Table 3 Comparisons of numerical and design data of centrifugal pump No.1.

根據(jù)圖5所示的AP1000主泵的流量-揚(yáng)程曲線，CFD分析結(jié)果的主泵工作點(diǎn)與AP1000主泵的設(shè)計(jì)工作點(diǎn)(111.3 m，17886 m3/h)誤差在5%以內(nèi)，因此該分析結(jié)果的工作點(diǎn)可信，本CFD分析中對(duì)主泵部分的模擬是可靠的。分析結(jié)果中包括了分析模型范圍內(nèi)所有的流場信息，下面分別截取不同的截面，觀察其壓力、速度、空化及流線分布情況。

圖6為核島主泵的壓力分布云圖，從(a)?(d)分別為核島主泵整體的壓力分布、過離心泵旋轉(zhuǎn)軸的截面上的壓力分布、離心泵轉(zhuǎn)子部分俯視角度以及主視角度的壓力分布。圖7為核島主泵的速度分布云圖，從(a)?(d)分別為核島主泵整體的速度分布、過離心泵旋轉(zhuǎn)軸的截面上的速度分布、離心泵轉(zhuǎn)子部分俯視角度以及主視角度的速度分布。圖8為核島主泵離心泵的空化分布。圖9為核島主泵整體的流線分布以及離心泵內(nèi)的流線情況。

圖5 AP1000主泵的流量-揚(yáng)程曲線Fig.5 AP1000 flow-head curve.

圖6 核島主泵的壓力分布云圖 (a)核島主泵總體壓分布云圖；(b) 核島主泵截面壓力分布云圖；(c) 離心泵轉(zhuǎn)子及定子的壓力分布云圖(俯視圖)；(d) 離心泵轉(zhuǎn)子及定子壓力分布云圖(主視圖)Fig.6 Pressure distribution of the pump. (a) reactor coolant pump integer pressure distribution; (b) reactor coolant pump cross section pressure distribution; (c) pump rotor and stator pressure distribution(planform); (d) pump rotor and stator pressure distribution(main view)

圖7 核島主泵的速度分布云圖 (a) 核島主泵總體速度分布云圖；(b) 核島主泵截面上的速度分布云圖；(c) 離心泵轉(zhuǎn)子及定子的速度分布云圖(俯視圖)；(d) 離心泵轉(zhuǎn)子及定子速度分布云圖(主視圖)Fig.7 Velocity distribution of the pump. (a) reactor coolant pump integer velocity distribution; (b) reactor coolant pump cross section velocity distribution; (c) pump rotor and stator velocity distribution(planform); (d) pump rotor and stator velocity distribution(main view)

圖8 離心泵空化分布云圖 (a) 俯視圖；(b) 主視圖Fig.8 Cavitation distribution of the pump. (a) planform; (b) main view

圖9 核島主泵流線圖 (a) 核島主泵整體流線圖；(b) 離心泵流線圖Fig.9 Streamlines of the pump. (a) reactor coolant pump integer streamlines; (b) pump streamlines

4 結(jié)語

通過對(duì)比主泵的工作點(diǎn)和采用Pumplinx流場分析的結(jié)果可知，采用Pumplinx分析主泵葉輪機(jī)械部分、蒸汽發(fā)生器下腔室和主泵入口部分的流場是準(zhǔn)確的，能夠預(yù)測主泵的水力性能，可以作為研究主泵本身或主泵相關(guān)水力特性問題的工具。

1 Ding H, Visser F C, Jiang Y, et al. Demonstration and validation of a 3D CFD simulation tool predicting pump performance and cavitation for industrial applications[C]. ASME Fluids Engineering Division Summer Meeting, 2009, Vail, Colorado, USA

2 Jiang Y, Zhang D, Furmanczyk M, et al. A three dimensional design tool for crescent oil pumps[C]. SAEWorld Congress, 2008, Detroit, Michigan, USA

3 Singhal A K, Athavale M M, Li H Y, et al. Mathematical basis and validation of the full cavitation model[J]. Journal of Fluids Engineering, 2002, 124: 617–624

4 Launder B E, Spalding D B. The numerical computation of turbulentflows[J]. Computer Methods, Applied Mechanics and Engineering, 1974, 3: 269–289

Simulation of AP1000 reactor coolant pump flow field CFD

XIA Shuan1FENG Bin1ZHANG Haijun2
1(Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute, Shanghai 200233, China) 2(Shanghai Hikey-Sheenray Information Technology Corporation Limited Company, Shanghai 200235, China)

Background: In the design of AP1000, Reactor Coolant Pump (RCP) is welded directly to the Steam Generator (SG) channel head. But this design makes the flow field in the SG channel head and RCP inlet complex and there may be vortex in this flow field for which reason the SG outlet resistance will increase and affect the long-term steady operation. Purpose: For this issue, some companies made tests on it. But the cost of test is high and the applicability of the test result is limited. If the parameters or components size changed a little, the test result will be no longer applicable. This article aims to find a way to solve this problem. Methods: This article considers using PumpLinx, a 3-D CFD flow field analysis software to analyse the SG and RCP coupled flow field. First, Pro/ENGINEER is applied to establish the 3D model of SG channel head with two RCPs welded to it and then establish mesh in PumpLinx and then analyze the problem in PumpLinx with Dynamic Mesh method. Results: The flow filed varying condition of SG-RCP coupled part from RCP rotation beginning to steady operation and the vortex condition after steady operation are obtained so as to support plant design. Conclusions: PumpLinx is suitable for AP1000 reactor coolant pump flow field CFD analysis.

Centrifugal pump, PumpLinx

TK12

10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040620

夏栓，男，2010年于上海核工程研究設(shè)計(jì)院獲工學(xué)碩士學(xué)位，主要從事核電廠工藝系統(tǒng)研究

2012-10-31，

2013-01-19

CLC TK12