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相似文献
 共查询到15条相似文献,搜索用时 187 毫秒
1.
为研究核电站离心式上充泵由上充工况向小流量工况转换运行过程中的瞬态流动特性,基于RANS方程和RNG k-ε湍流模型,采用商业软件CFX对其进行定常数值模拟,并通过试验验证了数值计算方法的正确性。在此基础上,继续对该瞬态过程进行数值计算,得到上充泵内部流动瞬态压力及速度的变化规律。结果表明:在由上充工况向小流量工况转变过渡过程中,叶轮、导叶、出口涡壳的流道内压力有不同程度的上升趋势;在瞬态转变过程中,随着流量的减小,上充泵内部漩涡范围增大,流动形式也愈来愈差,导致压力和速度波动幅值增大;由于动静干涉影响,叶轮与导叶交界面附近监测点的压力和速度波动程度高于其他监测点的波动程度,双蜗壳流道内圈的波动高于外圈的波动。  相似文献   

2.
核主泵变流量过渡过程瞬态水力特性研究   总被引:1,自引:1,他引:0  
为研究核主泵从设计工况向非设计工况过渡过程的瞬态水力特性及内部流动机理,应用计算流体力学软件CFX对核主泵叶轮流道内的变流量瞬态流动特性进行数值模拟计算。研究结果表明:变流量过渡时,核主泵的压力脉动沿圆周方向分布并不均匀,其变化趋势是逐渐上升到最大值后又降低,基本呈正弦变化规律,瞬态压力波动变化次数等于叶片与导叶片数之间的动静干涉次数,监测点越靠近叶片与导叶交界面,压力波动越大;由于冲角的存在造成叶轮流道内的速度呈先下降后上升的变化趋势;导叶不仅具有将动能转换为压能的功能,同时也具有有效减缓压力脉动幅度的功能;向小流量过渡时,由于流量减少,在靠近叶轮出口处出现二次回流,造成叶轮流道内速度变化幅度随流量的减少而增大。  相似文献   

3.
AP1000核主泵排气过渡工况下瞬态流动特性研究   总被引:1,自引:1,他引:0  
为了研究核主泵在排气过渡工况下的气液两相流瞬态流动特性,基于非均相流模型,采用CFX软件对核主泵排气过渡工况进行瞬态数值模拟,通过分析叶轮、导叶流道内的压力脉动、涡量变化及速度分布,得到了排气过渡过程的流动变化规律。研究结果表明:气液两相工况下,叶轮各流道内气相、液相的不均匀分布及两相之间的滑移作用,导致叶轮径向力产生大幅度波动;核主泵采用的扭曲型径向导叶,在进口含气率较高的工况下,其流道内易产生气泡堆积现象,使过流面积减小,产生较大的能量损失;核主泵类球形蜗壳的对称性结构,使左侧类隔舌部位出现低流速区,堵塞了部分出口流道,这也是核主泵排气过渡工况运行不稳定的重要原因。  相似文献   

4.
余热排出泵是核电站中的核二级泵,保证核电站安全停堆。采用导叶和环形蜗壳结合的结构形式以保证余热排出泵安全可靠运行。为研究余热排出泵内部压力脉动的分布和传播规律,采用非定常数值模拟和试验获得了泵内部动静干涉引起的压力脉动信号,并采用频谱法获得了压力脉动频谱特性。结果表明:数值模拟和试验同时捕捉到导叶离心泵内部由动静干涉引起压力脉动频率的两种基本频率(叶轮叶片通过频率和导叶叶片通过频率)。在叶轮流道内导叶叶频及其谐频的压力脉动频谱幅值从叶轮进口到叶轮出口逐渐增强,幅值最大产生在叶片出口边的工作面。在导叶流道内叶轮叶频及谐频下的压力脉动频谱幅值最大发生在喉部。在环形蜗壳流道内叶轮叶频及谐频下的压力脉动频谱幅值分布与导叶叶片出口边位置有关。研究结果可为降低泵内部压力脉动提供一定的参考。  相似文献   

5.
采用流场分析软件ANSYS CFX对核主泵在不同空化工况下的水动力特性进行数值模拟分析,利用Morlet小波变换和快速傅里叶变换对相应数据进行处理分析。结果表明:气体含量随压力的降低或时间的增加呈现出指数变化规律。在空化初生工况,核主泵扬程脉动频率以低频为主,叶轮流道内的压力脉动的主频仍以转频为主,而空化产生的压力脉动对主频的影响不明显。随着空化的发展,空化所诱发的压力脉动对主频、次主频及脉动幅值的影响越来越大,其扬程脉动频率以低频脉动为主。空化严重工况时,扬程脉动频率以无规律变化的脉动高频为主,同时包含近乎规律变化的脉动低频。  相似文献   

6.
为研究和改善核电站离心式上充泵首级叶轮空化性能,采用数值模拟方法进行优化分析。将叶片数改为4片,研究了泵的最佳空化性能、扬程和效率。结果表明,最大流量工况点扬程模拟值与试验值的相对误差为2.9%,空化余量相对误差为3.6%,试验结果和模拟结果相吻合。将空化细分为初生空化、发展空化、临界空化、严重空化和断裂空化5个阶段,分析表明:初生空化时汽泡首先出现在叶片进口背面处,临界空化状态以后叶片工作面也开始出现汽泡;在发展空化到严重空化状态之间,空化和叶轮蜗壳动静干涉共同影响叶轮内的压力脉动规律;严重空化状态之后,空化成为主要影响因素,压力脉动变得相对稳定,叶轮进口和中部的压力脉动幅值明显减小,但叶轮出口处仍然保持较高幅值且比较规律的压力脉动。  相似文献   

7.
为研究断电停机过渡过程中核主泵气液两相瞬态流动特性,借助CFD技术对不同含气量下核主泵内的气液两相流动变化规律及径向力进行了研究,并对计算结果进行试验验证。结果显示,数值模拟数据与试验数据变化趋势吻合,断电停机过渡过程中,在叶轮背面附近产生旋涡,旋涡的存在使气相区域变大且相应的气体体积分数增加。随着流量的减少和转速的降低,叶轮和导叶内存在大量的气相,导致叶轮转换能量的能力减弱。含气量较小时,叶轮内气体体积分数先达到最大值后开始呈离散状回旋下降。而含气量较大时,叶轮内的气体体积分数随流量的减少而增加。含气量对流道内流体的速度影响较大,尤其是对靠近叶片进口方向的流体。随着含气量的增加,叶轮的径向力不平衡程度开始减弱,其最大不平衡径向力由正负值不等转变为以负值为主。  相似文献   

8.
隐性汽蚀过渡过程主泵叶轮内瞬变流动特性研究   总被引:1,自引:0,他引:1  
通过CFX程序对反应堆主泵叶轮流道内发生隐性汽蚀时瞬态流动特性进行数值模拟计算,研究分析从汽蚀初生工况起降低进口压力至临界汽蚀余量过渡过程中主泵内部瞬态流动特性。流场分析表明:在隐性汽蚀过渡过程中,汽泡相的增加会影响进口处速度变化,使得靠近主泵叶片进口处的速度随汽泡相区域的增大而变大,且汽泡的产生和溃灭会影响靠近进口处速度波动幅度;靠近叶片进口处涡量值受汽泡相影响而逐渐增大,汽泡的溃灭会降低溃灭处至叶轮出口处间的涡量值;由于泵体的非对称结构,导致叶轮各流道内的流量、流速及叶轮出口压力分布出现非对称性,引起瞬态径向力的不对称性。汽蚀发展到一定程度后,汽泡相开始对叶轮瞬态径向力值产生影响使其出现无规律波动。  相似文献   

9.
《核动力工程》2017,(3):110-114
为研究核主泵启动过程中压力脉动和径向力的变化规律,根据AP1000启动过程的物性变化规律及参数设置,采用统计学方法对泵内无量纲压力脉动强度进行描述,采用频谱法分析了叶轮径向力。结果表明:导叶流道的压力脉动强度明显强于叶轮流道,随工作温度升高,强度递减;叶轮和压水室的压力脉动强度较弱,随工作温度升高,呈现不规律变化;叶轮径向力在叶频的1倍频和2倍频的脉动幅值较小,随工作温度升高,呈现不规律变化;而叶轮径向力在5倍频的脉动幅值最大,且随工作温度升高,其值递减;核主泵偏离设计工作点运行于常温下会导致导叶流道压力脉动增强,导致主泵的径向振动增强。  相似文献   

10.
对半螺旋吸入室双吸离心泵内部定常三维湍流进行全流道数值模拟.通过3种不同结构形式半螺旋吸入室水力性能的对比,分析导流板对半螺旋吸入室双吸泵性能的影响.运用计算流体力学(CFD)流场软件CFX,采用标准k-ε湍流模型,基于雷诺时均N-S方程, 通过SIMPLE算法进行数值模拟分析.计算得到了半螺旋吸入室内部断面速度和压力变化分布图,获得了半螺旋吸入室双吸泵的水力特性以及吸入室水力损失占总损失的份额.计算结果表明:导流板偏置能够有效地改善半螺旋吸入室内部的流动变化规律,可以消除叶轮进口处的漩涡,使吸入口流线比较均匀、稳定,有效减少叶片进口绕流引起的压降,效率高且抗汽蚀的效果好;数值模拟与半螺旋吸入室双吸泵样机的试验结果符合较好.  相似文献   

11.
为研究高温、高压介质对反应堆冷却剂泵的影响,应用商业计算软件ANSYS Workbench对其进行多场耦合数值模拟计算,得到核主泵内部流场、温度场及应力场分布。计算结果表明:类球形压水室不利于流体流动,内部流动十分复杂并存在明显回流。叶轮前盖板温度明显高于后盖板,前盖板平均温度达到530 K,而后盖板只有500 K。应力集中大都发生在前后盖板与叶片交接处,叶轮的等效应力最小值位于叶轮的后盖板轮毂侧,而最大值出现在叶轮出口与前后盖板交接位置;由于叶轮出口处叶片间的约束较小,而此处产生的热应力及离心力所产生的拉应力较大,使得叶轮出口后盖板处产生最大变形,为0.24 mm。  相似文献   

12.
传统的主泵流动分析平台多为简化的开式流路,与真实闭式回路运行工况存有较大差异。为探究主泵在真实回路中的流动特性与机理,以包含密封口环间隙的主泵全通道水力模型为研究对象,采用源项法进行稳态、瞬态计算分析研究。稳态计算结果表明:闭式循环回路中形成漩涡流态,致使主泵进口处发生预旋,产生入流畸变,导致湍动能有所增加,能量分布不均匀;瞬态计算结果表明:相较于开式流路,闭式回路入流畸变带来流场压力、速度、湍动能、压力脉动等特性的变化,导致泵体扬程、效率均有所下降,所受径向力、轴向力增大。闭式循环回路架构针对主泵流动性能的分析更接近真实流动。   相似文献   

13.
Structure of air–water two-phase flow in helically coiled tubes   总被引:1,自引:0,他引:1  
Air–water two-phase flow in helically coiled tubes is investigated experimentally to elucidate the effects of centrifugal acceleration on the flow regime map and the spatial and the temporal flow structure distribution. Three kinds of test tubes with 20 mm inner diameters including a straight tube are used to compare the turbulent flow structure. Superficial velocities up to 6 m/s are tested so that the centrifugal Froude number covers a range from 0 to 3. The interfacial structure is photographed from two directions by a high-speed video system with synchronized measurement of local pressure fluctuations. The results reveal that the flow transition line alters due to centrifugal force acting on the liquid phase in the tube. In particular, the bubbly flow regime is narrowed significantly. The pressure fluctuation amplitude gets large relatively to the average pressure loss as void fraction increases. The frequency spectra of the pressure fluctuation have plural peaks in the case of strong curvature, implying that the periodicity of slugging two-phase flow is collapsed by an internal secondary flow activated inside the liquid phase. Moreover, under large Froude number conditions, the substantial velocity of the gas phase that biases to the inner side of the helical coil is slower than the total superficial velocity because the liquid flow is allowed to pass through the outer side and so resembles a radial stratified flow.  相似文献   

14.
基于雷诺时均N-S方程和重整化群(RNG)k-ε湍流模型,研究分析了轴流泵在常温清水和液态铅-铋合金(LBE)介质下的水力性能和压力脉动特性及其分布规律。结果表明:按照常温清水介质水力设计方法及相关经验系数完成的轴流泵的水力设计方案,在LBE介质条件下,泵扬程和效率相对有所提高,随着流量增大,扬程明显增加;泵内边界层脱流现象明显减弱;泵叶轮进口监测点的压力系数脉动主频为81 Hz,与叶片转频相等,在2倍以及3倍叶频处出现次频谐波;介质粘性的差异不影响叶轮进口处的压力脉动系数幅值,介质密度即惯性力与泵叶轮进口压力脉动幅值呈线性正相关。   相似文献   

15.
反应堆主泵压水室出口收缩角对水力性能的影响   总被引:1,自引:0,他引:1  
针对国内某百万千瓦核反应堆主泵的水力性能要求,完成主泵叶轮和导叶的设计;为研究出口收缩角对水力性能的影响,设计了13种压水室出口收缩角,采用三维软件Pro/E完成了三维造型;利用计算流体力学(CFD)软件Fluent进行定常与非定常三维数值模拟,得到内部流场特性及计算点的压力脉动情况,并对其进行分析。结果表明:收缩角对压水室与出口交接处的前后区域影响显著,收缩角在12°~16°范围内,主泵效率均在70%以上,=15°时效率达最大值74.2%;在=15°且其他结构参数不变的情况下,随着流量的降低,主泵叶轮进口前和导叶出口处回流区域逐渐扩大;随着流量的增加,叶轮进口前回流区域逐渐向叶轮进口偏移;回流是引起压水室与出口交接处压力脉动的主要原因;偏离工况越大,压水室出口处的压力脉动波动越严重。  相似文献   

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