失水事故初期核主泵氣液兩相流動特性

朱榮生，劉永，王秀禮，付強，盧永剛，王學(xué)吉，鐘華舟，張本營

(江蘇大學(xué) 國家水泵及系統(tǒng)工程技術(shù)研究中心，江蘇 鎮(zhèn)江 212013)

失水事故初期核主泵氣液兩相流動特性

朱榮生，劉永，王秀禮，付強，盧永剛，王學(xué)吉，鐘華舟，張本營

(江蘇大學(xué) 國家水泵及系統(tǒng)工程技術(shù)研究中心，江蘇 鎮(zhèn)江 212013)

為研究失水事故下核主泵內(nèi)氣液兩相流動情況，本文依據(jù)核主泵性能參數(shù)、幾何結(jié)構(gòu)建立核主泵三維造型，通過使用商業(yè)模擬軟件ANSYS CFX仿真邊界條件、布置密集監(jiān)測點，從外特性、含氣率分布、壓力和徑向力變化四個方面分析計算結(jié)果。分析發(fā)現(xiàn)：事故發(fā)生后核主泵的效率和軸扭矩總體上單調(diào)減小，揚程變化較為復(fù)雜，流道內(nèi)氣相聚集與含氣率波動規(guī)律主要受氣體物理特性、流動不穩(wěn)定性和葉片動靜干涉等影響。導(dǎo)葉內(nèi)壓力波動程度與距離動靜葉片交界面位置有關(guān)，比葉輪內(nèi)波動更為劇烈。葉輪所受徑向力大小總體上不斷下降，在葉輪轉(zhuǎn)動一周過程中徑向力存在數(shù)個極大值，隨著事故持續(xù)，葉輪轉(zhuǎn)動一圈過程中的數(shù)個極大值趨于相等。

核主泵； 失水事故； 數(shù)值模擬； 氣液兩相； 外特性； 內(nèi)流場； 徑向力； 動靜葉片干涉

Abstract：The gas- liquid two- phase flow in a nuclear main pump during the initial stage of localized constructed analogs (LOCA) condition was investigated through simulative calculation with ANSYS CFX. Several aspects of the nuclear main pump were investigated, such as the outer properties of the nuclear main pump and the distribution of the gas phase. The analytical results indicate that the efficiency of nuclear main pump, the axial torque, and the change of delivery lift follow a proper law. In addition, gas phase aggregation is characteristic.The influencing factors mainly include the physical properties of gas, the instability of the flow field in the pump, and rotor- stator interaction. The degree of pressure fluctuation in the flowpassage of the vane is related to the distance between the location and the stator- rotor interface, and the degree of pressure fluctuation in the guide vane is more intense than that in the impeller. The radial force exerted on the impeller has many maximum values throughout one impeller rotation cycle. Following the continuation of accident, these maximums tend to be equal.

Keywords：nuclear main pump; localized constructed analogs (LOCA); numerical simulation; gas- liquid two- phase; external characteristics； internal flow field; radial force; static and dynamic interaction

核主泵主要功能是為核電站的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)提供動力，被稱為核電站的心臟，其重要性可見一斑[1-3]。核主泵推動冷卻劑在反應(yīng)堆外的兩個回路之間往返循環(huán)，降低核島溫度的同時將核反應(yīng)產(chǎn)生的熱量帶到二次回路的蒸汽發(fā)生器內(nèi)產(chǎn)生大量蒸汽推動汽輪機旋轉(zhuǎn)發(fā)電[2-4]。若回路壓力邊界出現(xiàn)破口就會導(dǎo)致失水事故(localized constructed analogs, LOCA)的發(fā)生。在破口位置壓力驟降導(dǎo)致空化，外部氣體和空化產(chǎn)生的汽泡源源不斷地涌入反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)，核主泵內(nèi)部形成氣液兩相流，受此影響，核主泵的外特性、內(nèi)流場、壓力和徑向力變化等將異于純液相下運行時的狀態(tài)[5-6]。事故發(fā)生后核主泵能否推動冷卻劑順利完成循環(huán)、內(nèi)部流動情況以及受力情況能否滿足安全需要等問題必須經(jīng)過科學(xué)研究才能得出結(jié)論[7-8]。

國內(nèi)外對核主泵氣液兩相流動已有不少研究，但在由于該課題復(fù)雜性較大，因此在在研究上仍然留有空白。朱榮生等對百萬千瓦級核主泵失水事故下的氣液兩相流進行了研究，主要研究了空泡份額和冷卻劑溫度的不同對核主泵揚程、效率的影響[9]；余志毅等使用非定常模擬研究了氣液混輸泵內(nèi)部含氣率分布特征[10]；劉建瑞等對離心泵發(fā)生不同程度汽蝕后的氣液兩相流進行了數(shù)值模擬與實驗研究[11]；張人會等對液環(huán)泵內(nèi)部氣液兩相流動及其性能進行了分析，研究了氣液兩相自由交界面的變化規(guī)律及其與泵外特性的關(guān)系[12];張金亞等利用可視化實驗臺研究了螺旋軸流泵內(nèi)氣液兩相流的流型變化[13]。

上述研究主要采用在特定含氣率下進行定?；蚍嵌ǔＳ嬎愕姆椒?，本文針對失水事故初期含氣率連續(xù)變化瞬態(tài)過程的分析，本文以該瞬態(tài)過程為研究對象，對核主泵外特性變化和內(nèi)部氣液兩相流動機理作了盡可能詳細的研究。

1 關(guān)于失水事故初期模擬的準備

1.1 基本假設(shè)與邊界條件設(shè)置

由于伴隨相變的蒸汽-冷卻劑兩相流極易受到壓力、溫度和流量等不穩(wěn)定因素影響，因此現(xiàn)階段研究普遍使用不發(fā)生相變的空氣-冷卻液兩相流進行簡化，并在CFD軟件ANSYS CFX中設(shè)置平均直徑來描述氣相。參考文獻[9]，本文所做簡化如下：1)假設(shè)液相為不可壓縮流體；2)氣泡在運動過程中保持為球形，直徑約為3 μm，不考慮相變；3)失水事故初期核主泵進口體積流量不變，含氣率逐漸升高。

本次模擬使用標(biāo)準κ-ε模型計算湍流，該模型適合完全湍流的流動模擬，具有適用范圍廣、精度合理的特點。氣液兩相流的分析使用歐拉-歐拉非均相流模型，獨立求解壓力場以外的其他場，通過界面張力、熱傳遞和質(zhì)量傳遞控制氣液兩相間的作用。壁面設(shè)置為光滑壁面、液體無滑移和氣相自由滑移。模擬中邊界條件采用穩(wěn)健的設(shè)置方式，進口總壓設(shè)置200 kPa保持不變，出口采用隨時間不斷變化的質(zhì)量流量，出口靜壓和入口流速作為模擬結(jié)果隱含的一部分。失水事故初期，葉輪以1 480 r/min高速轉(zhuǎn)動數(shù)圈時間內(nèi)含氣率從0上升至30%左右，這一過程歷時極短，在工程上可以使用線性關(guān)系近似描述含氣率與時間之間的函數(shù)關(guān)系，出口質(zhì)量流量主要受含氣率影響。本文模擬時長為0.3 s，期間葉輪轉(zhuǎn)動約7.4圈，模擬期間核主泵進口含氣率φ和出口質(zhì)量流量Qm如下：

(1)

Qm=4 958.4×(1-φ)， 0≤t≤0.3 s

(2)

式中：含氣率φ單位為1，質(zhì)量流量Qm。

1.2 三維造型與網(wǎng)格劃分

核主泵的主要性能參數(shù)如表1所示。按照核主泵的性能參數(shù)和幾何尺寸建立三維模型并劃分網(wǎng)格，經(jīng)過網(wǎng)格無關(guān)性檢驗確定可靠、經(jīng)濟的網(wǎng)格方案如圖1所示，表2列出了模型各過流部件的網(wǎng)格數(shù)目。

表1 核主泵的主要性能參數(shù)

圖1 核主泵三維造型與網(wǎng)格劃分Fig.1 3D model and meshing of nuclear main pump

過流部件進口葉輪導(dǎo)葉泵腔總數(shù)網(wǎng)格數(shù)/個22445463831681696412991012978835

1.3 監(jiān)測點設(shè)置

為定量研究失水事故初期核主泵內(nèi)部關(guān)鍵位置的氣液兩相流動情況，監(jiān)測點設(shè)置如圖2所示。圖2(a)表示處于葉片工作面與相鄰葉片背面中間的曲面軸面投影圖，圖2(b)表示處于葉輪前蓋板與后蓋板中間的流面平面圖。

圖2 監(jiān)測點設(shè)置Fig.2 Setting of monitoring points

2 模擬結(jié)果及分析

使用商業(yè)仿真軟件ANSYS CFX對模擬失水事故初期階段核主泵內(nèi)的氣液兩相流動進行，研究該過程中核主泵外特性、內(nèi)流場及其徑向力等變化情況，并對一些關(guān)鍵特征的產(chǎn)生機理加以分析，旨在盡可能全面、了解失水事故初期階段核主泵的響應(yīng)情況。

2.1 失水事故初期核主泵外特性研究

在模擬中設(shè)置第0.040 54 s為事故發(fā)生時刻，此刻之前為非事故工況。圖3表示失水事故發(fā)生后核主泵外特性變化情況。從圖中可以看出，軸扭矩M緩慢單調(diào)減小。效率η整體呈下降趨勢，在0.225 s附近出現(xiàn)短暫回升，直接原因在于核主泵揚程H在該時刻附近出現(xiàn)短暫回升。事故發(fā)生后核主泵揚程首先上升并在0.15 s附近達到最大值約為130 m，之后總體上呈現(xiàn)出下降趨勢，在0.30 s降至最小值約為102.5 m。外特性直接影響核主泵對核反應(yīng)堆的冷卻能力及自身的可靠性狀況。分析可知，失水事故發(fā)生后核主泵揚程并沒有單調(diào)下降，而是呈拋物線狀變化，且在0.225 s存在短暫回升。可見，在失水事故初期階段氣液兩相流對核主泵外特性的影響是較復(fù)雜的。

圖3 失水事故初期核主泵外特性變化情況Fig.3 External characteristics during LOCA

圖4為失水事故發(fā)生后各監(jiān)測點處含氣率隨時間變化情況。氣相在液流裹挾下通過核主泵，在0.10 s葉輪進口位置首先出現(xiàn)氣相，延流動方向各位置氣泡出現(xiàn)時間依次延后，0.15 s時導(dǎo)葉出口出現(xiàn)氣相，此時葉輪進口處最大含氣率接近0.1。事故發(fā)生后進口管段含氣量逐漸增大導(dǎo)致泵內(nèi)液相流量逐漸減小，在事故發(fā)生后的前0.15 s泵內(nèi)氣相總量還比較小，葉輪傳遞給液相的總能量以及泵內(nèi)水力損失在此期間變化極小，因此單位質(zhì)量液相流經(jīng)葉輪所獲能量增大，宏觀表現(xiàn)為核主泵揚程升高。

圖4 監(jiān)測點處含氣率變化Fig.4 Gas fraction changes of monitoring points

在0.15 s之后，流道各處均出現(xiàn)氣相且含氣率不斷升高，氣泡在流道內(nèi)占據(jù)的空間不斷擴大，過流斷面完整性逐漸受到破壞，流線發(fā)生畸變。圖5選取了從0.15 s到0.30 s的幾個典型時刻內(nèi)流場圖進行分析。由于液相密度遠大于氣相，旋轉(zhuǎn)葉片帶動流體作圓周運動，質(zhì)量更大的液體在離心力作用下占據(jù)了流道前蓋板附近的空間，迫使氣相向后蓋板聚集。此外，葉輪葉片工作面到背面的下降壓力梯度迫使氣泡向葉片背面靠近。因此，氣泡在葉片背面靠近輪轂位置聚集，迫使過流斷面縮小引起流線變形、流速升高，流線畸變和流速局部激增加劇了流動的能量損耗。隨著事故的持續(xù)，導(dǎo)葉內(nèi)同樣也出現(xiàn)了較多氣相聚集區(qū)，加劇了流動的復(fù)雜性，造成更多的水力損失。正是由于上述原因，在0.15 s之后核主泵揚程持續(xù)降低。

圖5 葉輪、導(dǎo)葉內(nèi)含氣率隨時間變化情況Fig.5 Gas fraction changes of impeller and guide vane

2.2 氣相分布狀況分析

事故發(fā)生后，破口產(chǎn)生的氣相越來越多，核主泵內(nèi)部各處的含氣率總體上不斷升高。前文已經(jīng)分析過，葉輪內(nèi)的氣泡主要聚集在后蓋板附近，受葉片工作面與背面之間壓差作用，氣泡聚集普遍偏向葉片背面。泵內(nèi)不同位置含氣率的變化規(guī)律有所不同，個別位置含氣率的變化具有明顯的獨特性。圖4定量地描述了泵內(nèi)不同監(jiān)測點處含氣率隨時間的變化情況。

由圖4看出，失水事故發(fā)生后葉輪內(nèi)各監(jiān)測點含氣率持續(xù)上升，監(jiān)測點Y8處含氣率變化規(guī)律與葉輪其他位置不同。該位置含氣率在0.20 s之后急速升高，這是由于葉輪后蓋板附近氣相聚集導(dǎo)致(如圖5所示)。圖4(c)顯示監(jiān)測點Y9處含氣率波動明顯強于葉輪其它位置，其原因在于，流體受葉輪做功到達葉輪出口時擁有很高動能，Y9處的氣相受粘性力作用被高速液流帶走的同時又有氣相不斷地從葉輪進口方向聚集過來，受兩者共同影響，監(jiān)測點Y9處的含氣率持續(xù)以較高幅值波動。

圖4(d)描述了導(dǎo)葉流道中線含氣率的變化情況，各監(jiān)測點處含氣率均有不同程度的波動，且沿流動方向波動性得到加強，含氣率在波動中逐漸上升。對監(jiān)測點D1、D2和D3處含氣率的變化情況對比分析發(fā)現(xiàn)明顯的跟隨性，相同的變化趨勢D1點最早出現(xiàn)而D3點出現(xiàn)最晚，可見D2跟隨D1波動而D3跟隨D2波動。造成這一現(xiàn)象的原因在于，受動靜葉片干涉影響導(dǎo)葉入口含氣率容易出現(xiàn)波動，而導(dǎo)葉片多流道空間小的結(jié)構(gòu)特點為波動得以保持并繼續(xù)向后傳播提供了必要條件。同時，在導(dǎo)葉內(nèi)漩渦等因素的共同影響下波動在傳播過程中逐漸加強。圖6為導(dǎo)葉內(nèi)氣相漩渦的發(fā)展情況，隨著失水事故的持續(xù)，導(dǎo)葉內(nèi)氣相流動的紊亂程度逐漸增大，受此影響，各監(jiān)測點位置含氣率的波動幅度逐漸增大。

2.3 壓力變化過程分析

通過監(jiān)測點值分析流道內(nèi)壓力變化情況。圖7(a)顯示，監(jiān)測點D1、D3和B1處的壓力大小依次升高，三個監(jiān)測點處壓力隨時間變化趨勢總體相似，和圖3中揚程的變化趨勢基本吻合。如圖7(b)所示，監(jiān)測點Y1、Y2和Y3處壓力延流線方向逐漸升高，波動性逐漸增強。圖7(c)顯示，在導(dǎo)葉減速增壓作用下，從導(dǎo)葉進口到出口壓力增大。分析圖7發(fā)現(xiàn)，導(dǎo)葉內(nèi)壓力波動程度遠遠超過了葉輪，引起壓力波動的原因較多，流動過程中的任何不穩(wěn)定因素都可能引起壓力變化，在核主泵中引起壓力波動的因素有動靜葉片干涉，流道內(nèi)的沖擊、回流、漩渦、脫流等等。導(dǎo)致葉輪、導(dǎo)葉內(nèi)部壓力波動的最主要原因是葉輪旋轉(zhuǎn)引起的動靜葉片干涉。葉輪出口與導(dǎo)葉進口的壓力波動程度最為劇烈，是由于距離動靜干涉位置最近的原因。

圖8為葉輪流道中線沿流動方向的壓力分布曲線，圖中對比了事故發(fā)生后的五個時刻點，分別為0.075、0.17、0.20、0.25和0.30 s。容易看出，流道內(nèi)沿流動方向壓力增大，且曲線斜率基本保持不變。流道中線各位置在不同時刻的壓力不同，五個時刻點壓力P按大小排序為：P0.17 s>P0.20 s>P0.075 s>P0.25 s>P0.30 s，壓力變化并非隨著事故的發(fā)生單調(diào)增加或減小，這是由于葉輪流道內(nèi)各點壓力隨時間的變化趨勢與圖7(b)中監(jiān)測點Y1、Y2、Y3類似，呈拋物線狀。

圖6 導(dǎo)葉內(nèi)不同時刻的氣相流線圖Fig.6 Gas streamlines of guide vane at different time

圖7 葉輪、導(dǎo)葉內(nèi)壓力的時域分析Fig.7 Pressure changes with time in impeller and guide vane

圖8 葉輪流道中線壓力分布Fig.8 Pressure distribution

2.4 徑向力分析

圖9代表徑向力矢量圖，F(xiàn)x和Fy分別代表徑向力矢量在兩個互相垂直的徑向方向上的分量。分析發(fā)現(xiàn)，在葉輪旋轉(zhuǎn)期間，徑向力的方向也在發(fā)生連續(xù)轉(zhuǎn)動，隨著事故持續(xù)，徑向力的大小總體上不斷減小。

圖9 瞬態(tài)徑向力矢量圖Fig.9 Transient radial force vector

本文主要對失水事故初期大約0.3 s的時間段進行研究，期間葉輪大約轉(zhuǎn)過6圈，圖10分別給出了葉輪轉(zhuǎn)動每一圈時徑向力大小的變化情況，圖中極坐標(biāo)系的角度代表葉輪轉(zhuǎn)過的角度，徑向尺寸代表徑向力的大小。在葉輪轉(zhuǎn)動第一圈過程中，徑向力大小作周期性變化并出現(xiàn)了10個極大值，其中5個極大值的數(shù)值較大而另外5個較小，為便于描述這里按照大小不同將10個極大值分為A、B兩組，其中A組的數(shù)值較大。在葉輪轉(zhuǎn)動一圈過程中，A、B兩類極大值交替出現(xiàn)。在葉輪轉(zhuǎn)過的其他各圈，徑向力大小變化規(guī)律與第一圈類似，不同之處在于，隨著失水事故的持續(xù)，各圈徑向力大小總體上不斷減小，第一圈徑向力的最大值約為第六圈徑向力最大值的3倍，此外，各圈A、B兩類極大值之間的差距不斷縮小，從第四圈開始，兩類極大值接近相等，很難加以辨別。

圖10 瞬態(tài)徑向力變化示意圖Fig.10 Changes of transient radial force

在核主泵中，動靜葉片位置關(guān)系不同則流體流出葉輪進入導(dǎo)葉過程中的運動狀態(tài)和受力情況不同。當(dāng)動靜葉片的位置關(guān)系不利于流動時，流體與葉片之間容易產(chǎn)生很大的相互作用力，此時葉輪受到的徑向力極大，反之則徑向力較小。動靜葉片位置關(guān)系隨葉輪轉(zhuǎn)動作周期性變化，因此，徑向力變化呈周期性，這種周期性與葉片數(shù)之間存在一定關(guān)系。

氣相具有密度小、可壓縮等特性，在氣液兩相流動中可以發(fā)揮緩沖減振的作用。當(dāng)動靜葉片的位置關(guān)系不利于流動時，氣相可以快速填補流道空缺、緩和流動沖擊，一定程度上緩解徑向力的驟然升高。事故發(fā)生后，核主泵內(nèi)的含氣率越來越高，因此，如圖9、10所示，葉輪在轉(zhuǎn)動過程中受到的徑向力大小總體上不斷降低，A、B兩類極大值也趨于相等。

3 結(jié)論

1)受氣液兩相流影響，核主泵軸扭矩單調(diào)減小，效率總體上不斷下降，揚程變化呈拋物線狀且最大值在0.15 s附近出現(xiàn)；

2)核主泵內(nèi)各處含氣率不斷升高，葉輪出口靠近后蓋板附近的含氣率波動較大，導(dǎo)葉內(nèi)含氣率波動程度高于葉輪且具有明顯的跟隨性；

3)葉輪和導(dǎo)葉內(nèi)的壓力變化呈拋物線狀，受動靜葉片干涉從葉輪入口到出口壓力波動程度逐漸增強，從導(dǎo)葉入口到出口壓力波動逐漸減弱；

4)作用在葉輪上的徑向力方向隨葉輪轉(zhuǎn)動而改變，徑向力大小隨著事故的持續(xù)整體上逐漸減小，葉輪轉(zhuǎn)動一圈過程中徑向力出現(xiàn)的數(shù)個極大值隨著事故的持續(xù)趨于相等。

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Gas-liquidtwo-phaseflowcharacteristicsofthenuclearmainpumpduringtheinitiallocalizedconstructedanalogsconditionperiod

ZHU Rongsheng, LIU Yong, WANG Xiuli, FU Qiang, LU Yonggang, WANG Xueji, ZHONG Huazhou, ZHANG Benying

(National Technology Research Center of Water Pump and System Engineering, Jiangsu University, Zhenjiang 212013, China)

10.11990/jheu.201606069

http://www.cnki.net/kcms/detail/23.1390.u.20170427.1115.004.html

TH313

A

1006- 7043(2017)09- 1399- 07

2016-06-23. < class="emphasis_bold">網(wǎng)絡(luò)出版日期

日期：2017-04-27.

國家自然科學(xué)基金項目(51379091)；江蘇省自然科學(xué)基金科技項目(BK20130516)；國家博士后基金項目(2014M551511)；江蘇高校優(yōu)勢學(xué)科建設(shè)工程資助項目(PAPD)；國家青年自然科學(xué)基金項目(51509112)；江蘇省重點研發(fā)專項(BE2015129)；江蘇省普通高校研究生科研創(chuàng)新計劃項目(KYLX16_0894).

朱榮生(1964-)，男，研究員; 劉永(1991-)，男，碩士研究生.

劉永,Email:beijitadeyouxiang@163.com.

本文引用格式：朱榮生，劉永，王秀禮，等. 水事故初期核主泵氣液兩相流動特性[J]. 哈爾濱工程大學(xué)學(xué)報， 2017， 38(9): 1399-1405.

ZHU Rongsheng, LIU Yong, WANG Xiuli, et al. Gas- liquid two- phase flow characteristics of the nuclear main pump during the initial LOCA conditionperiod[J]. Journal of Harbin Engineering University， 2017， 38(9): 1399-1405.