AP1000核主泵的優化設計及試驗研究

付 強，習 毅，朱榮生，王秀禮

（江蘇大學流體機械工程技術研究中心，江蘇鎮江 212013）

AP1000核主泵的優化設計及試驗研究

付 強，習 毅＊，朱榮生，王秀禮

（江蘇大學流體機械工程技術研究中心，江蘇鎮江 212013）

根據核主泵的設計參數，采用正交試驗對核主泵的主要參數進行了初步正交優化設計。根據正交優化結果，得到了1組最佳幾何參數組合及各主要參數對核主泵性能影響的主次順序，根據主次影響順序對主要影響因素進行了進一步的多方案優化設計，進而得到能使核主泵具有更好性能的葉輪幾何設計參數組合。根據最終的葉輪幾何設計參數，建立了三維模型及對其內部流場進行了數值模擬計算，并用相似換算法，設計制造出對應的模型泵進行試驗研究。結果顯示：試驗結果和模擬結果基本吻合，由此可證明葉輪優化設計的正確性。

核主泵；正交試驗；優化設計

核反應堆冷卻劑泵（核主泵）是核電站一回路系統中唯一高速旋轉的設備，也是關鍵的核動力設備之一，它的主要功能是在系統充水時趕氣，在開堆前循環升溫，在正常運行時確保一回路冷卻劑循環以冷卻堆芯［1－2］。核主泵的過流部件主要由泵殼、導葉和葉輪組成，各部件的性能對核主泵性能均有一定影響，其中葉輪的性能起著主要影響作用。目前我國核主泵水力部件的設計尚處于研究、探索階段，關于核主泵水力部件的設計鮮有報道，因此設計出高水力性能的核主泵對促進其國產化有重大意義。

為設計出具有優秀水力性能的核主泵，本文對核主泵葉輪的主要參數進行優化設計。對葉輪中影響核主泵性能的主要參數進行正交優化設計，得出1組合適的參數組合，然后根據正交試驗結果，對主要影響因素進行多方案優化設計，最終得到具有最佳性能的核主泵葉輪設計參數。

1 正交試驗法

正交試驗法就是正交方法對多水平、多因素試驗進行整體設計、綜合比較、統計分析，實現通過較少次數的試驗找到最佳的因素和水平的組合。目前正交試驗法已在水泵的設計中廣泛使用。袁壽其［3］采用正交試驗法研究了葉輪幾何參數及喉部面積對離心泵性能的影響，提出了一套關于無過載離心泵的設計方法。司喬瑞等［4］為了找出多級潛水泵葉輪主要參數的最佳組合，采用正交試驗法對葉輪進行了正交優化設計，并用試驗驗證了正交設計結果的正確性。王洪亮和沈艷寧等［5－6］為了研究葉輪主要幾何參數對泵特性的影響，同樣采用了正交試驗法。周嶺等［7］為了設計出具有較高性能的導葉，利用正交試驗法篩選出了影響流道式導葉性能的關鍵因素，并最終利用正交試驗法設計出了具有較好性能的導葉。由此可見，正交試驗法是一種較成熟的設計方法，不但可節省工作量，而且還可得到較為合適的參數組合，特別適用于多因素且多水平的組合設計中。

本文根據相關參考文獻和前人的研究經驗，選取葉輪中對核主泵的效率和揚程有重要影響的參數作為優化對象。根據速度系數法對葉輪的主要設計參數進行初步計算，根據參數的計算范圍和參考相似優秀模型，選擇的優化因素列于表1，用正交方法確定的試驗方案列于表2。表1中：A表征葉輪出口傾斜角γ；B表征葉輪出口安放角β2；C表征包角Φ；D表征葉片數Z；E表征出口直徑D2；F表征出口寬度b2；G表征進口直徑D0。

表1 優化因素Table 1 Optimization factors

2 模型建立與網格劃分

2.1 模型建立

核主泵原型泵參數為：流量Qn＝17 886 m3／h，揚程Hn＝111.3 m，轉速n＝1 750 r／min，根據正交試驗方案建立18組模型，其中1組模型三維中間剖面圖如圖1所示。

2.2 網格劃分

網格的數量和質量對泵性能的預測有直接影響［8］，采用ICEM對模型泵各部件過流水體進行網格劃分，為了確定合適的網格數，進行網格數的無關性驗證。經驗證計算可知：當網格數達到2 0 0萬后，模型泵的揚程變化不超過0.06%，效率變化不超過0.02%，由此可認為網格數超過200萬后對計算結果影響不大。本文最終確定的網格數為220萬，經檢查網格質量良好，均在0.3以上，滿足計算要求。主要水體及裝配網格如圖2所示。

表2 試驗方案Table 2 Test scheme

圖1 泵模型Fig.1 Pump mode

圖2 主要水體及裝配網格Fig.2 Main body and assembly mesh

2.3 邊界條件

采用CFX軟件對模型泵進行數值模擬。采用速度進口，泵出口遠離葉輪和導葉，可認為流動已充分發展，采用自由出流邊界條件。進口為錐形進口，因此可認為為無旋流動，流動介質為常溫水，采用準確易收斂的k-ε湍流模型，壁面為無滑移壁面，收斂精度為10－4。

2.4 結果分析

在設計流量點Qn＝17 886 m3／h，不同葉輪時核主泵的揚程和效率模擬結果列于表3。對正交試驗模擬結果的分析引入平均值，即計算出各因素不同水平時模擬結果的平均值，以此來評價某一因素各水平的好壞。為了評價各因素對核主泵特性影響的主次順序引入極差，極差大，則表明該因素對核主泵特性的影響大，為重要因素，極差小，表明該因素對核主泵特性的影響小，為次要因素。表3中，k1、k2、k3為不同水平時揚程和效率的平均值，R為各因素時揚程和效率的極差。

由表3可知：各因素對效率影響的主次順序依次為D＞B＞F＞A＞C＞E＞G，由此可得出設計時提高核主泵的效率可選擇改變參數的先后順序；各因素對揚程影響的主次順序為D＞B＞A＞C＞E＞F＞G，由此可得出控制揚程時可選擇改變參數的先后順序。

在進行核主泵設計時應盡可能提高核主泵的效率，同時也要滿足設計揚程。當揚程低于設計揚程時，核主泵將不能為核反應堆提供足夠的冷卻劑；當揚程過高時，會使一回路管路內的壓力過高，進而使核主泵不能正常運行。因此，各因素、各水平是否合適的判斷標準是：效率以設計流量點時的效率最高為最佳，揚程以設計流量點時的揚程等于或略大于設計揚程（111 m）時為最佳。以此為判別標準可得出各因素對核主泵揚程和效率的影響順序，結果列于表4。

表3 試驗結果分析Table 3 Analysis of test results

表4 影響順序Table 4 Influence sequence

由表4可知各因素對揚程和效率影響的順序，進而可得出滿足設計揚程又具有最高效率的參數：對于A，出口傾斜角為20°時最佳；對于B，出口安放角為25°時最佳；對于C，葉片包角為95°時最佳；對于D，葉片數為5時滿足設計揚程，但效率低于葉片數為6時的效率，葉片數為6時的效率雖較高，但此時的揚程高于設計揚程，因此綜合考慮揚程和效率，葉片數為5是最佳選擇；對于E，出口直徑為710 mm時最佳；對于F，出口寬度為185 mm和190 mm時，平均揚程僅差0.8 m，基本上相等，但出口寬度為190 mm時的效率比出口寬度為185 mm時的效率高，所以此時出口寬度190 mm為最佳選擇；對于G，3種進口直徑的平均值均能滿足設計揚程的要求，且三者差別不大，但進口直徑為550 mm時泵的效率最高，因此進口直徑550 mm為最佳選擇。

綜上所述，最終的最優組合是：葉片出口傾斜角為20°，出口安放角為25°，葉片包角為95°，葉片數為5，葉輪出口直徑為710 mm，出口寬度為190 mm，葉輪進口直徑為550 mm。

3 葉輪參數的進一步確定

為了設計出具有優秀水力性能的核主泵，在正交優化設計最優結果的基礎上進一步對參數進行小范圍的優化設計。根據正交優化結果選擇對泵的性能有較大影響的參數進一步優化，此時僅改變其中一個參數，其他參數均不變，綜合考慮各因素對揚程和效率影響的主次順序，最終選擇對葉輪出口安放角和葉輪出口傾斜角進行進一步優化設計。

具體方案列于表5。

表5 因素優化方案Table 5 Scheme of optimization factors

3.1 葉輪出口安放角的優化

圖3為其他參數不變，僅改變葉輪出口安放角時，核主泵在不同流量時的外特性曲線。圖3中，Q為流量，H為揚程，圖3中的揚程模型和效率模型代表表5中相應模型的揚程和效率。從圖3中的流量-揚程曲線可看出：出口安放角為23°時，不同流量點時泵的揚程均最低；出口安放角為25°和27°時，核主泵的揚程基本相等，且大于出口安放角為23°時的揚程。這主要是由于隨著葉輪出口安放角的增大，葉輪流道變短，相鄰葉片流道間的擴散角度變大，水力損失增加。從揚程上看，在設計流量點工況下不同葉輪出口安放角時的揚程均滿足設計揚程的要求。

圖3 不同葉輪出口安放角時泵的外特性Fig.3 Characteristic of pump in different outlet angles

由圖3中的效率-流量曲線可看出：當流量小于設計流量時，出口安放角為23°時核主泵的效率最高，出口安放角為25°時泵的效率最低；當流量大于設計流量后，模型1的效率下降較快，在1.2倍設計流量時明顯小于另外兩個模型；由于核主泵正常工作時是在設計流量點工作，所以從效率上看，葉輪出口安放角為23°時最佳。

3.2 葉輪出口傾斜角的優化

圖4為其他參數不變，不同葉輪出口傾斜角（17°、20°和23°）時核主泵的外特性曲線。從圖4可看出，不同流量時模型4的揚程最低，模型5居中，模型6最高，即隨著葉輪出口傾斜角的增大，揚程逐漸增加。在1.05倍設計流量以前，模型4的效率一直保持最高，模型5居中，模型6最低，即隨著葉輪出口傾斜角的增大，核主泵的效率逐漸降低。綜合考慮揚程和效率，葉輪出口傾斜角為17°時最佳。

圖4 不同葉輪出口傾斜角時泵的外特性Fig.4 Characteristic of pump in different outlet incline angles

3.3 最優模型與試驗驗證

最終得到1組核主泵葉輪的最優設計參數組合，結果列于表6。為了驗證模擬結果的準確性，根據優化參數建立葉輪的三維模型，對其進行內部流場的模擬計算，并根據最優設計參數，用相似換算方法對設計參數適當的縮小，并生產出相應的樣機，以進行樣機試驗驗證。

表6 各因素最優值Table 6 The best value of factors

試驗在開式試驗臺上進行，介質為常溫、常壓的清水，測試系統由電機、核主泵模型泵、管路系統、壓力傳感器、渦輪（電磁）流量計、調節閥等組成，試驗相關測試數據由計算機自動采集、處理。模型泵試驗管路如圖5所示。

圖5 模型泵試驗管路Fig.5 Test loop of model pump

根據優化方案，生產出相應的縮小后的模型泵，并進行常溫、常壓下的試驗研究，以此來驗證優化設計結果的準確性。模型泵的試驗結果列于表7。根據模型泵的試驗數據，用相似換算法，將試驗數據換算為1∶1時的數據并與模擬計算結果進行對比，對比結果如圖6所示。

表7 試驗數據和換算數據Table 7Test data and convert data

圖6中，由于核主泵在低流量時內部流動不穩定，以及核主泵在實際工況中幾乎不會在0.7Qn以下的流量工作，所以模擬計算和實際試驗中采集信號的起始點設置在0.7Qn左右。由圖6可見，模擬結果和試驗結果的變化趨勢基本相似，試驗結果小于模擬結果，這主要是因為一方面產品生產、讀數和采樣過程中存在誤差，另一方面模型泵存在機械損失、容積損失及水利損失。由圖6可知，正交優化設計結果是正確的。

圖6 模擬結果和試驗結果比較Fig.6 Comparison of simulation and test results

4 小結

本文采用正交設計方法對葉輪設計中核主泵的主要參數進行了初步的正交優化設計，根據正交優化結果進行了正交試驗，最終得到了1組最佳的參數組合。根據由正交試驗得到的主要設計參數對核主泵性能的影響次序，對主要影響因素做了進一步的多方案優化設計，進而得到了使核主泵具有更好性能的葉輪設計參數。根據最佳設計參數，建立核主泵的三維模型進行數值模擬計算，并用相似換算法設計出模型泵，將模型泵的試驗結果與模擬結果相對比，結果顯示試驗結果和模擬結果基本吻合。由此可證明正交優化結果及多方案優化結果的準確性。

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Optimization Design and Test Research of AP1000 Nuclear Reactor Coolant Pump

FU Qiang，XI Yi＊，ZHU Rong-sheng，WANG Xiu-li
（Research Center of Fluid Machinery Engineering and Technology，
Jiangsu University，Zhenjiang 212013，China）

According to the design parameters of nuclear reactor coolant pump，the preliminary orthogonal optimization design for main parameters which had influence on the performance of nuclear reactor coolant pump were made by using orthogonal test.According to the results of orthogonal optimization design，a set of the best combination of geometrical parameters and the primary and secondary influence order of the main parameters for the nuclear reactor coolant pump were got.According to the order，the further optimization design of several main parameters was made，and the combination of geometry design parameter for impeller was lastly achieved.The three-dimensional model was established，the inner flow field was simulated，the model pump was designed and manufactured by using similar conversion method and the test research in normal temperature and pressure was done.The results show that the simulation resultsare similar to the test results，so it shows that the orthogonal optimization design is right.

nuclear reactor coolant pump；orthogonal test；optimization design

TH313

A

1000-6931（2015）09-1648-07

10.7538／yzk.2015.49.09.1648

2014-05-05；

2014-12-08

國家自然科學基金資助項目（51379091）；江蘇省自然科學基金資助項目（BK2013516）；江蘇高校優勢學科建設工程資助項目（PAPD）；國家博士后基金資助項目（2014M551551）

付 強（1975—），男，黑龍江寶清人，副研究員，博士，從事流體機械水力性能及結構研究

＊通信作者：習 毅，E-mail：xiyi1235＠163.com