AP1000核岛主泵流场数值模拟

夏 栓 冯 斌 张海军

1（上海核工程研究设计院 上海 200233）2（上海海基盛元信息科技有限公司 上海 200235）

AP1000核岛主泵流场数值模拟

夏 栓1冯 斌1张海军2

1（上海核工程研究设计院 上海 200233）2（上海海基盛元信息科技有限公司 上海 200235）

AP1000反应堆冷却剂系统的设计中，反应堆冷却剂泵(RCP)直接焊接在蒸汽发生器(SG)腔室封头上。这样的设计使得蒸汽发生器下腔室和主泵入口段的流场复杂化，有可能在蒸汽发生器下腔室出口或主泵入口产生漩涡，从而使得SG出口阻力增大，并影响主泵的长期稳定运行，降低主泵的水力效率。对于该问题，AP600设计过程中做过相关的试验，但试验费用很高，且试验结果的普适性不高，参数和设备尺寸稍有修改则试验结果将不再适用。为了解决这个问题，本文考虑采用新一代的CFD数值模拟工具PumpLinx进行研究，分析蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵流畅的耦合情况。考虑到建立主泵三维模型的难度，本文的思路是首先采用Pro/ENGINEER专业造型软件建立蒸汽发生器腔室封头和两台主泵泵壳的三维模型，再采用CFX建立主泵叶轮和导叶的模型，然后采用PumpLinx对模型进行整合并划分网格并进行分析，得出主泵和蒸汽发生器耦合部分的流场情况，从而为AP1000设计提供支持。

主泵，PumpLinx

1 AP1000反应堆冷却剂系统

AP1000是西屋公司开发的一种两环路1000MWe 的非能动压水反应堆核电站。AP1000的设计满足用户对具有非能动安全性能的先进轻水堆的要求(URD)，具有第三代先进轻水堆的简单性、安全性、可靠性和经济性的特点。AP1000 的主要性能特点是系统简化、非能动安全、数字化仪控和模块化建造。

在AP1000产生之前，西屋公司已完成了AP600的开发工作。AP600 首次将“非能动”理念引入压水反应堆设计，使核电站安全系统的设计发生了革新的变化，产生了设计简化、系统设置简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短等一系列优良效应。为克服AP600容量小、比造价高的弱点，在保持AP600 安全系统非能动化这一基本特点的基础上，西屋公司研发了AP1000 压水堆核电站。

AP1000反应堆和反应堆冷却剂系统(RCS)设计采用成熟技术。但由于非能动设计理念的引入和屏蔽式冷却剂泵的采用，使得其设计与传统反应堆冷却剂系统的设计又有很大的不同。

AP1000反应堆冷却剂系统(见图1)有两条环路，每条环路由一条热段主管道和两条冷段主管道、一台蒸汽发生器以及与之直接相连的两台反应堆冷却剂屏蔽泵组成。RCS还包括一台反应堆压力容器、一台稳压器、自动卸压系统和反应堆压力容器顶盖放气系统。RCS的所有设备都布置在反应堆安全壳内。

两台蒸汽发生器对称布置，系统管路由两个主冷却剂环路构成。每个环路的冷段完全相同，并采用了大半径弯管使管路流动阻力降低，并为调节冷热管不同的膨胀率提供柔韧性。管子整体锻造，消除焊缝，既降低成本，也减少在役检查的工作量。管路结构和材料的选择显著降低了管子的应力。

主泵采用屏蔽式泵，电机与水泵共用一根转动轴，其间没有联轴器，所有转动部件均被包容在与主回路冷却剂相连通的承压壳中。由于屏蔽泵没有轴封，使主回路成为一个“封闭的”系统，传统压水堆核电站中的轴封LOCA 事件在AP1000 设计中不会发生。另外，主泵直接安装在蒸汽发生器下封头上，可使泵与蒸汽发生器采用同一个支撑，大大简化了支撑系统。

AP1000 反应堆冷却剂系统采用了简化、安全和紧凑布置的设计，冷却剂压力边界相对于传统压水堆核电站有所简化，压力边界的完整性比传统设计更加可靠。

图1 AP1000反应堆冷却剂系统Fig.1 AP1000 reactor cooling system.

反应堆冷却剂泵(RCP)直接焊接在蒸汽发生器(SG)腔室封头上，这就取消了主泵的支撑，简化了主系统的布置，同时消除了小LOCA清除环路水封阶段，降低了堆芯裸露的可能。但这样的设计使得蒸汽发生器下腔室和主泵入口段的流场复杂化，有可能在蒸汽发生器下腔室出口或主泵入口产生漩涡，从而使得SG出口阻力增大，并影响主泵的长期稳定运行，降低主泵的水力效率。对于该问题，AP600设计过程中做过相关的试验，但试验费用很高，且试验结果的普适性不高，参数和设备尺寸稍有修改则试验结果将不再适用。

为了解决这个问题，本文考虑采用三维CFD流场分析软件进行研究，分析蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵流畅的耦合情况。考虑到建立主泵三维模型的难度，本文的思路是首先采用Pro/ENGINEER专业造型软件建立蒸汽发生器腔室封头和两台主泵泵壳的三维模型，再采用CFX建立主泵叶轮和导叶的模型，然后采用PumpLinx对模型进行整合并划分网格并进行分析，得出SG-RCP耦合部分的流场情况，从而为AP1000设计提供支持。

2 计算分析

2.1控制方程

控制方程[1−3]包括质量守恒方程，动量守恒方程，守恒方程最基本的积分行式可以写成如下形式：

式中，()tΩ为控制体，σ为控制体的表面，n为垂直于控制体向外的法向量，ρ为流体的密度，f为体力，v为流体速度，σv为面运动速度。剪切力张量~τ是流体粘性μ和速度梯度的函数。对于牛顿流体来说，剪切力可以表示为：

式中，ui( i=1,2,3)是速度v的三个分量，δij是克罗内克δ函数。

2.2湍流模型

PumpLinx软件中采用的湍流模型为标准kε-模型和RNG kε-模型。标准kε-为二方程模型[4]，方程为：

湍流动能中，k定义为：

式中，应变张量为：

湍流粘性tμ可通过下式计算获得：

式中，Cμ=0.09。

湍流生成项tG可以表示成速度和剪切应力张量的方程：

为湍流雷诺应力，可以根据Boussinesq假设得到：

2.3空化模型

空化模型为全空化模型，全空化模型考虑到了真实流体所有重要的属性：空化、充气、液体的可压缩性。该模型最早从Singhal[4]等人开始研究，发展到目前为止，模型的性能和可靠性有了显著提高。

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为蒸汽质量分数的扩散率，fσ是湍流Schmidt数。本文中，这两个数分别等于混合流体的粘性和unity。

蒸汽生成项eR和凝结率cR的模型如下：

最终混合液体的密度为：

2.4网格生成

PumpLinx中的网格生成方法基于二叉树算法，生成自适应的笛卡尔网格。使用这种技术，网格在需要更高几何精度区域划分时，会让较粗的网格按照一分为二的方式加密。在边界上，网格则会按照流体域的表面切割，以精确适应流体域的边界。

3 基于PumpLinx的非定常数值模拟

核岛主泵由两个相同的离心泵并联而成，两个离心泵公用一个进口端。主泵的上端为主泵的离心泵，下端为公用的半球形的进口端。本文在对核岛主泵进行数值模拟时，首先从核岛主泵的模型中提取出相应的流体域。如图2为核岛主泵的流体域结构，其中图(a)为主泵的主视图，图(b)为核岛主泵的俯视图。并对流体域进行网格划分。

主系统正常运行过程中，两台主泵以1800r/min−1的转速转动（两台泵从电机向泵壳方向看均为逆时针旋转），将蒸汽发生器下腔室冷侧部分的冷却剂抽出送入冷段进行循环。

电厂满功率运行时，主系统压力约为15.5MPa，冷段温度约为280.6 ºC，主泵转速约为1800r/min−1，流量约为17886m3/h，冷却剂密度为763.24 kg/m3。

图2 核岛主泵流体域结构(a) 主视图；(b) 俯视图Fig.2 Fluid domain of the pump. (a) front view; (b) top view

3.1边界条件

在PumpLinx中可参数化的设置离心泵的边界条件，需输入入口压力，出口流量，并设定转子部分为“转子”边界条件。表1为核岛主泵的主要工作参数以及PumpLinx所需主要边界条件的设置。表2为工作工质的参数。

表1 主泵的主要参数Table 1 Main parameters of the pumps.

表2 工作工质参数Table 2 Working medium’s parameters.

3.2网格生成

采用PumpLinx基于二叉树算法的网格生成方式生成笛卡尔网格，并对离心泵转子部分进行局部加密，网格的总数为2548468。图3为核岛主泵的网格情况，图4为经过离心泵旋转中心截面的网格情况。

图3 核岛主泵的网格Fig.3 Meshes of the pump.

图4 经过离心泵旋转中心的截面的网格Fig.4 Meshes of one cross section of the pump.

3.3计算结果

主泵部分的分析和模拟是本文的难点，但主泵作为动力源，其分析的准确性直接影响真个流场的分析准确性。因此首先应分析主泵的流量-扬程点是否与实际设计点相符合。扬程通过测量主泵进出口的总压差确定，流量以出口处的体积流量为准。

表3为离心泵1的出口流速和扬程与设计工作参数之间的对比。

表3 离心泵1数值模拟得到的数据以及与设计工作参数的对比Table 3 Comparisons of numerical and design data of centrifugal pump No.1.

根据图5所示的AP1000主泵的流量-扬程曲线，CFD分析结果的主泵工作点与AP1000主泵的设计工作点(111.3 m，17886 m3/h)误差在5%以内，因此该分析结果的工作点可信，本CFD分析中对主泵部分的模拟是可靠的。分析结果中包括了分析模型范围内所有的流场信息，下面分别截取不同的截面，观察其压力、速度、空化及流线分布情况。

图6为核岛主泵的压力分布云图，从(a)−(d)分别为核岛主泵整体的压力分布、过离心泵旋转轴的截面上的压力分布、离心泵转子部分俯视角度以及主视角度的压力分布。图7为核岛主泵的速度分布云图，从(a)−(d)分别为核岛主泵整体的速度分布、过离心泵旋转轴的截面上的速度分布、离心泵转子部分俯视角度以及主视角度的速度分布。图8为核岛主泵离心泵的空化分布。图9为核岛主泵整体的流线分布以及离心泵内的流线情况。

图5 AP1000主泵的流量-扬程曲线Fig.5 AP1000 flow-head curve.

图6 核岛主泵的压力分布云图 (a)核岛主泵总体压分布云图；(b) 核岛主泵截面压力分布云图；(c) 离心泵转子及定子的压力分布云图(俯视图)；(d) 离心泵转子及定子压力分布云图(主视图)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)

图7 核岛主泵的速度分布云图 (a) 核岛主泵总体速度分布云图；(b) 核岛主泵截面上的速度分布云图；(c) 离心泵转子及定子的速度分布云图(俯视图)；(d) 离心泵转子及定子速度分布云图(主视图)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)

图8 离心泵空化分布云图 (a) 俯视图；(b) 主视图Fig.8 Cavitation distribution of the pump. (a) planform; (b) main view

图9 核岛主泵流线图 (a) 核岛主泵整体流线图；(b) 离心泵流线图Fig.9 Streamlines of the pump. (a) reactor coolant pump integer streamlines; (b) pump streamlines

4 结语

通过对比主泵的工作点和采用Pumplinx流场分析的结果可知，采用Pumplinx分析主泵叶轮机械部分、蒸汽发生器下腔室和主泵入口部分的流场是准确的，能够预测主泵的水力性能，可以作为研究主泵本身或主泵相关水力特性问题的工具。

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设计院获工学硕士学位，主要从事核电厂工艺系统研究

2012-10-31，

2013-01-19

CLC TK12