核主泵試驗(yàn)臺(tái)三維設(shè)計(jì)

曾鵬，章煜君，李申杰，鄧凱（.中國(guó)聯(lián)合工程公司，杭州3005；.浙江工業(yè)大學(xué)，杭州3004）

ZENGPeng1,ZHANGYu-jun1,LIShen-jie1,DENGKai2（1.ChinaUnitedEngineeringCorporation,Hangzhou310052，China; 2.ZhejiangUniversityofTechnology,Hangzhou310014，China）

核主泵試驗(yàn)臺(tái)三維設(shè)計(jì)

曾鵬1，章煜君1，李申杰1，鄧凱2
（1.中國(guó)聯(lián)合工程公司，杭州310052；2.浙江工業(yè)大學(xué)，杭州310014）

ZENGPeng1,ZHANGYu-jun1,LIShen-jie1,DENGKai2
（1.ChinaUnitedEngineeringCorporation,Hangzhou310052，China; 2.ZhejiangUniversityofTechnology,Hangzhou310014，China）

簡(jiǎn)述三維軟件設(shè)計(jì)在某核電主泵試驗(yàn)臺(tái)的應(yīng)用。采用信息模型軟件對(duì)試驗(yàn)臺(tái)建模；采用管道應(yīng)力分析軟件驗(yàn)證熱變形情況下的安全性；采用CFD軟件模擬試驗(yàn)流場(chǎng)。

核主泵；試驗(yàn)臺(tái)；信息模型；管道應(yīng)力分析；三維流場(chǎng)分析

【DOI】10.13616/j.cnki.gcjsysj.2016.12.034

1 引言

核主泵作為壓水堆核電站一回路系統(tǒng)的關(guān)鍵設(shè)備之一，被喻為反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)的心臟[1]。全性能試驗(yàn)是核主泵產(chǎn)品定型至關(guān)重要的依據(jù)，同時(shí)也是產(chǎn)品泵出廠前檢驗(yàn)的必需環(huán)節(jié)。全流量性能試驗(yàn)臺(tái)是核電主泵定型和出廠測(cè)試的必要保障。本文從裝置信息模型、管道應(yīng)力分析、主管道流場(chǎng)分析等角度簡(jiǎn)述某三代核主泵試驗(yàn)臺(tái)的三維設(shè)計(jì)。

2 試驗(yàn)臺(tái)概述

本核主泵試驗(yàn)臺(tái)子系統(tǒng)包括：試驗(yàn)泵（屏蔽主泵或軸封主泵）、主回路系統(tǒng)、輔助循環(huán)系統(tǒng)、加壓排放/灌注系統(tǒng)、屏蔽主泵電機(jī)冷卻水系統(tǒng)、軸封主泵電機(jī)冷卻水系統(tǒng)、軸封主泵密封水系統(tǒng)、應(yīng)急排放系統(tǒng)、外部供水系統(tǒng)、支撐系統(tǒng)、供配電系統(tǒng)、測(cè)量控制系統(tǒng)等。

為具備分別試驗(yàn)屏蔽主泵和軸封主泵的功能，本試驗(yàn)臺(tái)采用兩端分設(shè)試驗(yàn)泵及支撐結(jié)構(gòu)的主回路布置方案。圖1為本核電試驗(yàn)臺(tái)全景示意圖。本方案將兩種泵殼分別焊裝于臺(tái)位兩端的主管道上，屏蔽主泵右下端布置，軸封主泵左上端布置。當(dāng)屏蔽主泵（固定端）試驗(yàn)時(shí)，軸封主泵泵殼（自由端）作為主回路管件，泵殼內(nèi)部采用非標(biāo)導(dǎo)流裝置，泵殼法蘭以盲板封死；反之亦然。

圖1 核主泵試驗(yàn)臺(tái)全景示意圖

3 三維設(shè)計(jì)

3.1 裝置信息模型

采用三維工廠設(shè)計(jì)軟件進(jìn)行管道、閥門、設(shè)備和鋼結(jié)構(gòu)平臺(tái)建模。建模后，試驗(yàn)臺(tái)具備三維可視化、設(shè)計(jì)修改、后期管理等功能。利用軟件進(jìn)行碰撞檢查；出具材料清單，統(tǒng)計(jì)管道長(zhǎng)度、管件數(shù)量和種類、閥門數(shù)量和種類等，用于采購(gòu)；生成管道單線圖，用于現(xiàn)場(chǎng)安裝。圖2為管道及設(shè)備示意圖，圖3為鋼結(jié)構(gòu)平臺(tái)示意圖。

圖2 管路及設(shè)備示意圖

圖3 鋼結(jié)構(gòu)平臺(tái)示意圖

3.2 管道應(yīng)力分析

采用CAESARII應(yīng)力分析軟件，對(duì)屏蔽主泵或軸封主泵試驗(yàn)系統(tǒng)分別進(jìn)行模擬。圖4為屏蔽泵試驗(yàn)示意圖，圖5為軸封泵試驗(yàn)示意圖。本系統(tǒng)高壓系統(tǒng)（包括試驗(yàn)泵、主回路系統(tǒng)、輔助循環(huán)系統(tǒng)、部分加壓排放/灌注系統(tǒng)）的設(shè)計(jì)溫度350℃，設(shè)計(jì)壓力17.3MPa，試驗(yàn)介質(zhì)LiOH溶液（pH約11）。2個(gè)主泵試驗(yàn)系統(tǒng)各模擬4個(gè)工況。高溫試驗(yàn)時(shí)介質(zhì)密度近似580kg/m3，常溫時(shí)密度近似1000kg/m3，無(wú)試驗(yàn)時(shí)介質(zhì)密度為0，系統(tǒng)模型因此分熱態(tài)、冷態(tài)和安裝態(tài)3個(gè)狀態(tài)計(jì)算。校核一次/二次應(yīng)力、管道位移對(duì)系統(tǒng)的影響、管道對(duì)設(shè)備接口的外力作用，合理選擇彈簧支吊架，保證管道在熱變形情況下的安全性。

圖4 屏蔽泵試驗(yàn)示意圖

圖5 軸封泵試驗(yàn)示意圖

3.3 三維流場(chǎng)分析

本試驗(yàn)臺(tái)系統(tǒng)試驗(yàn)壓力（15.5MPa）依靠活塞式變頻加壓泵維持，主回路循環(huán)依靠試驗(yàn)泵揚(yáng)程維持。屏蔽主泵設(shè)計(jì)揚(yáng)程：111m，設(shè)計(jì)流量：21642m3/h；軸封主泵設(shè)計(jì)揚(yáng)程86.8m，設(shè)計(jì)流量：25450m3/h。試驗(yàn)泵流量大揚(yáng)程低，管道內(nèi)流動(dòng)狀態(tài)不佳，因此須具體分析流場(chǎng)壓降。采用ANSYS流場(chǎng)分析軟件對(duì)主回路模擬并驗(yàn)證，圖6為屏蔽泵試驗(yàn)回路網(wǎng)格圖，圖7為軸封泵回路網(wǎng)格圖。（1）分別對(duì)屏蔽主泵和軸封主泵試驗(yàn)時(shí)主管道及相應(yīng)泵殼建模，模擬管道內(nèi)的流動(dòng)、壓力分布情況；（2）分析冷態(tài)和熱態(tài)工況下，管道內(nèi)壓力降的變化情況；（3）分析冷態(tài)和熱態(tài)工況下，泵殼及試驗(yàn)管道的流體流動(dòng)情況。主回路計(jì)算試驗(yàn)壓降見(jiàn)表1。

圖6 屏蔽泵試驗(yàn)回路網(wǎng)格圖

圖7 軸封泵試驗(yàn)回路網(wǎng)格圖

表1 主回路計(jì)算試驗(yàn)壓降

根據(jù)計(jì)算，屏蔽主泵運(yùn)行或軸封主泵運(yùn)行的揚(yáng)程均滿足要求。流體流經(jīng)泵殼、三通后存在明顯的速度場(chǎng)不均勻，流線較為雜亂，但經(jīng)整流柵后速度場(chǎng)分布均勻且平整，表明整流柵的整流效果顯著，可使流體均勻并達(dá)到流量計(jì)的測(cè)試要求。屏蔽主泵增加導(dǎo)流結(jié)構(gòu)后，殼內(nèi)并未出現(xiàn)較為復(fù)雜的漩渦結(jié)構(gòu)，僅在泵出口區(qū)域速度大小有波動(dòng)。

4 結(jié)語(yǔ)

本文簡(jiǎn)述采用三維軟件設(shè)計(jì)三代核電主泵試驗(yàn)臺(tái)的工作。采用信息模型軟件完成試驗(yàn)臺(tái)管道、閥門、設(shè)備和鋼結(jié)構(gòu)平臺(tái)建模，具備三維可視化和材料數(shù)字化等功能，并實(shí)現(xiàn)碰撞檢查和報(bào)錯(cuò)；采用管道應(yīng)力分析軟件校核管道在熱變形情況下的安全性；采用CFD軟件驗(yàn)證屏蔽主泵或軸封主泵試驗(yàn)時(shí)滿足運(yùn)行揚(yáng)程的要求，同時(shí)驗(yàn)證了整流柵和泵殼導(dǎo)流裝置對(duì)形成均勻流場(chǎng)和降低壓降的效果。

【1】曾鵬.核電主泵性能試驗(yàn)臺(tái)設(shè)計(jì)[J].工程建設(shè)與設(shè)計(jì),2016(2): 120-122.

The3DDesignofTestBedforNuclearPowerReactorCoolantPump

In this paper, the application of 3Ddesign software is briefly described in some test bed for nuclear power reactor coolantpump.Model the test bed by some information modeling software, verify the safety in the thermal deformation cases by some stressanalysis software,and simulate the flowfieldbysomeCFDsoftware.

nuclear power reactor coolantpump; test bed; informationmodeling; pipe stressanalysis; 3DCFDanalysis

TM623

B

1007-9467（2016）12-0121-03

2016-07-01

曾鵬（1986～），男，浙江杭州人，工程師，從事工藝設(shè)計(jì)與研究。