龍云， 袁壽其， 朱榮生， 付強(qiáng), 李天斌

(1. 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; 2. 上海電氣凱士比核電泵閥有限公司， 上海 201306)

積極發(fā)展核電是中國重要的能源戰(zhàn)略[1].

進(jìn)入21 世紀(jì)，在能源安全和環(huán)境安全的雙重驅(qū)動下，核電成為優(yōu)化能源結(jié)構(gòu)的一種理想選擇.2003年黨中央、國務(wù)院決定引進(jìn)先進(jìn)核電技術(shù)，確定了大力發(fā)展核電的方針，2006年決定引進(jìn)三代核電技術(shù).2011年福島核事故使全球的核電發(fā)展進(jìn)入低谷，核電安全問題成為焦點(diǎn).2014年8月采用“能動+非能動”設(shè)計理念的中國自主三代核電技術(shù)“華龍一號”推出，2015年5月“華龍一號”首堆示范工程開工建設(shè)，2018年6月AP1000全球首堆首次并網(wǎng)成功，2019年“國和一號”CAP1400核電示范工程開工建設(shè)，2020年3月“華龍一號”全球首堆熱試完成.中國三代核電經(jīng)過十多年的努力，經(jīng)歷了引進(jìn)世界先進(jìn)技術(shù)，在消化吸收的基礎(chǔ)上通過再創(chuàng)新實現(xiàn)核電自主化的發(fā)展道路.

“華龍一號”HPR1000和“國和一號”CAP1400是中國獨(dú)立自主三代核電技術(shù)走向世界的名片[2-3].為了響應(yīng)中國核電發(fā)展戰(zhàn)略和核電行業(yè)“走出去”的戰(zhàn)略布局，急需突破核電產(chǎn)業(yè)發(fā)展的關(guān)鍵核心技術(shù)、重大試驗驗證技術(shù)、關(guān)鍵設(shè)備設(shè)計和制造技術(shù)，在滿足當(dāng)前最高安全目標(biāo)和最嚴(yán)格環(huán)境排放要求的基礎(chǔ)上，應(yīng)進(jìn)一步優(yōu)化加工工藝，提高安全性、穩(wěn)定性、經(jīng)濟(jì)性和效率，促進(jìn)大功率核主泵的制造和推廣[4].

以CAP系列核主泵為例，采用帶高轉(zhuǎn)動慣量飛輪的大功率屏蔽電機(jī)泵，由于其設(shè)計、分析計算、制造、檢驗和試驗技術(shù)難度大、要求高，從引進(jìn)技術(shù)、消化吸收到國產(chǎn)化制造的全過程歷盡坎坷，受業(yè)界高度關(guān)注.為了確保核主泵60 a安全可靠運(yùn)行，Westinghouse和制造商EMD公司制定了極為嚴(yán)格甚至苛刻的設(shè)計標(biāo)準(zhǔn)和試驗驗證標(biāo)準(zhǔn)——無論是在核主泵的設(shè)計、零部件材料，還是制造精度、生產(chǎn)工藝方面，都突破以往的通用標(biāo)準(zhǔn)，提出了更高標(biāo)準(zhǔn)的要求，并要求必須滿足包括失水試驗在內(nèi)的各種苛刻的熱瞬態(tài)試驗，堪稱世界之最[5].耐久試驗需要完成包括冷態(tài)性能試驗、熱態(tài)性能試驗、溫升和電氣平衡試驗(熱停堆)、服役循環(huán)試驗、失電試驗、失外部冷卻水試驗、反轉(zhuǎn)運(yùn)行試驗等共15項試驗項目.

引進(jìn)消化吸收工程中，核主泵制造加工試驗過程問題頻出，核主泵安全運(yùn)行警鐘長鳴.AP1000核主泵在進(jìn)行極端工況的失水試驗時，發(fā)現(xiàn)軸承部件抵抗熱瞬態(tài)沖擊能力需要加強(qiáng).第2次工程與耐久性試驗過程中出現(xiàn)推力瓦的卡件局部疲勞斷裂.在第3次工程與耐久試驗中葉輪葉片前緣出現(xiàn)了輕微裂痕，通過計算流體動力學(xué)(CFD)、有限元分析(FEA)、共振試驗、模態(tài)分析等手段，認(rèn)為葉片質(zhì)量問題的主要原因在于：① 葉輪葉片共振頻率與全速時18倍轉(zhuǎn)速以及半速時36倍轉(zhuǎn)速下的導(dǎo)葉通過頻率一致，從而在葉片前緣的根部產(chǎn)生較高的應(yīng)力，導(dǎo)致了原有微觀裂紋的擴(kuò)展；② 葉片厚度不足，特別是葉輪葉片前緣與輪轂結(jié)合處，由于人工打磨導(dǎo)致強(qiáng)度不足；③ 葉輪鑄造過程中出現(xiàn)直徑約0.508 mm的表面凹坑導(dǎo)致應(yīng)力集中.查明原因后針對性開展補(bǔ)救和預(yù)防措施，最終順利完成耐久性試驗[6-7].

核主泵在60 a設(shè)計壽命周期內(nèi)，水力部件將在高溫、高壓的環(huán)境中運(yùn)行經(jīng)受近萬次循環(huán)，還要考慮極端工況的安全運(yùn)行，根據(jù)第3次工程與耐久試驗中分析問題到解決問題的經(jīng)驗，加強(qiáng)基礎(chǔ)研究是突破關(guān)鍵核心技術(shù)的根本途徑，因此開展核主泵內(nèi)部流動基礎(chǔ)理論和技術(shù)研究對核電廠的設(shè)計和安全運(yùn)行至關(guān)重要.

1 中國三代核電技術(shù)發(fā)展歷程

中國《電力發(fā)展“十三五”規(guī)劃(2016—2020年)》指出，核電技術(shù)步入世界先進(jìn)行列，完成國外三代技術(shù)消化吸收，形成具有自主知識產(chǎn)權(quán)的“國和一號”CAP1400和“華龍一號”HPR1000三代壓水堆技術(shù).“國和一號”CAP1400型研發(fā)是壓水堆國家科技重大專項的核心，也是三代非能動核電自主化能力的集中體現(xiàn).“國和一號”CAP1400的總體設(shè)計思路包含：突破核電產(chǎn)業(yè)發(fā)展關(guān)鍵核心技術(shù)、重大試驗驗證技術(shù)、關(guān)鍵設(shè)備設(shè)計和制造技術(shù)，實現(xiàn)當(dāng)前最高安全目標(biāo)和滿足最嚴(yán)環(huán)境排放要求，進(jìn)一步提高經(jīng)濟(jì)性[8].“華龍一號”統(tǒng)一采用“177堆芯”和“能動+非能動”安全技術(shù)，統(tǒng)一了主參數(shù)、主系統(tǒng)、技術(shù)標(biāo)準(zhǔn)和主要設(shè)備的技術(shù)要求.“華龍一號”借鑒了國際三代核電技術(shù)的先進(jìn)理念，充分吸收了中國現(xiàn)有壓水堆核電廠的設(shè)計、建造、調(diào)試、運(yùn)行經(jīng)驗，采用的系統(tǒng)和主要設(shè)備都是經(jīng)過驗證的成熟技術(shù)，設(shè)備供應(yīng)立足于中國已有的裝備制造業(yè)體系，技術(shù)成熟并擁有自主知識產(chǎn)權(quán)，以及近年來針對福島核事故所做的一系列技術(shù)改進(jìn)，不僅滿足中國最新核安全法規(guī)要求，也符合國際最先進(jìn)的安全標(biāo)準(zhǔn)和三代核電技術(shù)的要求.隨著“華龍一號”開工建設(shè)和“國和一號”CAP1400具備開工建設(shè)的條件，中國擁有獨(dú)立自主三代核電技術(shù)，在高溫氣冷堆與小堆技術(shù)領(lǐng)域，中國自主研發(fā)的成果走在世界前列.

1.1 壓水堆系統(tǒng)

以CAP系列核電廠為例，簡要介紹第三代壓水堆系統(tǒng)和關(guān)鍵設(shè)備.CAP系列核電廠基于先進(jìn)的設(shè)計理念，使電站設(shè)備簡化,系統(tǒng)配置及安全級設(shè)備和抗震廠房大量減少，形成鮮明的特色.CAP系列核電廠主要系統(tǒng)和設(shè)備包括：反應(yīng)堆堆芯和堆內(nèi)構(gòu)件、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)及其設(shè)備、專設(shè)安全系統(tǒng)、核輔助系統(tǒng)、蒸汽動力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)、儀表和控制系統(tǒng)、電氣系統(tǒng)等.反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)通常稱為核電廠一回路系統(tǒng).

RCS布置如圖1所示.CAP系列核電廠RCS由反應(yīng)堆和2條環(huán)路組成，采用了緊湊的布局.每條環(huán)路有1臺蒸汽發(fā)生器、2臺屏蔽電機(jī)驅(qū)動的核主泵(屏蔽電機(jī)泵)、2根冷段主管道和1根熱段主管道.屏蔽電機(jī)泵采用立式倒置安裝在蒸汽發(fā)生器底部(電動機(jī)在下，泵體在上).主管路省去第2代核電廠中U型連接管，降低了環(huán)路的壓降，優(yōu)化了布置.RCS簡化緊湊型的布局優(yōu)點(diǎn)明顯，2條反應(yīng)堆主冷卻劑環(huán)路中2根冷段管道完全相同(除儀表和小管道連接處外)，縮短后的主管道可降低流通阻力，同時帶有彎道的主管道可靈活補(bǔ)充熱段與冷段管道不同的熱脹冷縮量.環(huán)路設(shè)計大大減小了管道應(yīng)力，使主管道和大型輔助管線都符合先漏后破的要求，從而減小減震裝置、防甩裝置和支承架的需求量.

圖1 CAP系列反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)

1.2 反應(yīng)堆冷卻劑主循環(huán)泵

核反應(yīng)堆冷卻劑主循環(huán)泵(RCP)又稱核主泵，位于一回路的反應(yīng)堆與蒸汽發(fā)生器之間，是RCS的壓力邊界和主要設(shè)備之一，也是一回路主系統(tǒng)中唯一的高速旋轉(zhuǎn)設(shè)備.核主泵的主要功能包括：在系統(tǒng)充水時趕氣；在開堆前循環(huán)升溫；在正常運(yùn)行時，抽送高溫、高壓及強(qiáng)輻射的反應(yīng)堆冷卻劑，將冷卻劑升壓、補(bǔ)償系統(tǒng)的壓降、為反應(yīng)堆堆芯提供足夠的冷卻劑流量，連續(xù)不斷地將由反應(yīng)堆芯核裂變產(chǎn)生的熱能傳遞給蒸汽發(fā)生器，以保證一回路系統(tǒng)的正常工作；在事故工況下，依靠核主泵機(jī)組的慣性惰轉(zhuǎn)，帶出堆芯余熱，保證反應(yīng)堆堆芯不被燒毀.

核主泵與普通泵的最大區(qū)別在于強(qiáng)調(diào)壓力邊界的完整性和在特殊工況下的可運(yùn)行性，這對核主泵的可靠性和安全性提出了更高的要求.由于核主泵的特殊工作條件，核主泵為核安全一級設(shè)備，泵的承壓部分應(yīng)該與核安全一級容器和管道采用同樣的質(zhì)量標(biāo)準(zhǔn).根據(jù)核主泵的密封形式，核主泵可以分為軸封泵和屏蔽泵.

核主泵是“國和一號”CAP1400示范項目關(guān)鍵設(shè)備之一，采用“雙保險”路線推進(jìn)，一種是沈鼓集團(tuán)和哈電集團(tuán)引進(jìn)美國EMD的技術(shù)，采用屏蔽電機(jī)泵；一種是采用德國KSB公司的濕繞組電機(jī)核主泵技術(shù).從性能、結(jié)構(gòu)、工藝復(fù)雜性、生產(chǎn)周期和成本等角度，2種技術(shù)的核主泵各具優(yōu)勢[9-10].

屏蔽電機(jī)泵沒有軸密封部件，不需要軸封水系統(tǒng)，因此，不需要上充泵連續(xù)運(yùn)行，從而簡化了化學(xué)和容積控制系統(tǒng).由于主泵沒有軸封，因此不會發(fā)生因軸密封失效而導(dǎo)致失水事故，提高了核電廠的安全性.由于不存在更換軸密封部件的需求，因而也簡化了維修.CAP系列屏蔽電機(jī)泵采用倒置式安裝的設(shè)計.電動機(jī)腔室內(nèi)的氣體可以自動排入泵，避免了在軸承和水區(qū)間出現(xiàn)空化的潛在危害.因此，這種泵的運(yùn)行比正立泵有較高可靠性.CAP系列屏蔽電機(jī)泵相對于一般商用和潛艇屏蔽電機(jī)泵的一項設(shè)計改進(jìn)是增加了飛輪，以加大主泵的轉(zhuǎn)動慣量.在斷電情況下，可以依靠惰轉(zhuǎn)維持堆芯冷卻所需的流量，增加核電廠的安全性.

從概念上而言，KSB的濕繞組電機(jī)核主泵技術(shù)源于KSB在核電領(lǐng)域的2個系列產(chǎn)品的經(jīng)驗，即壓水堆軸封泵和沸水堆內(nèi)置再循環(huán)泵，其水力部件、飛輪、軸聯(lián)接形式都來自于其成熟的軸封泵技術(shù)；而濕繞組、電機(jī)布置形式、材料則來自于其成熟的沸水堆再循環(huán)泵技術(shù).與傳統(tǒng)軸封泵相比，濕繞組電機(jī)主泵無軸封、把惰性飛輪包含進(jìn)壓力邊界中、采用濕繞組定子這3點(diǎn)是最重要的區(qū)別.與沸水堆內(nèi)置再循環(huán)泵相比，唯一的區(qū)別就是將飛輪含進(jìn)壓力邊界內(nèi).

核主泵直接安裝在蒸汽發(fā)生器下封頭，與蒸汽發(fā)生器使用同一根垂直支撐，不僅大大簡化了支撐系統(tǒng)，還為核主泵和蒸汽發(fā)生器檢修提供了更大空間.

2 核主泵內(nèi)部流動研究現(xiàn)狀

近年來，隨著全球核電事業(yè)高速發(fā)展，核主泵的重要性引起了國內(nèi)外學(xué)者的廣泛關(guān)注，針對核主泵的水力優(yōu)化設(shè)計、全特性、事故工況下水動力特性、氣液兩相流動、空化特性、流固耦合等內(nèi)部流動開展了大量的基礎(chǔ)研究.

2.1 水力優(yōu)化設(shè)計

核主泵的水力部件由葉輪、導(dǎo)葉和泵體3部分組成.葉輪是能量轉(zhuǎn)換部件，將電動機(jī)轉(zhuǎn)軸的機(jī)械能通過葉輪葉片轉(zhuǎn)化為流體的壓力能、位置勢能和動能，其性能對能量轉(zhuǎn)化效率有決定性作用[11].

導(dǎo)葉的功能是收集從葉輪出口流出的工作介質(zhì)，將工作介質(zhì)送至下一級葉輪或蝸殼中以及將介質(zhì)的部分速度能轉(zhuǎn)化為壓力能.核主泵的導(dǎo)葉和傳統(tǒng)的導(dǎo)葉又有些區(qū)別，除了具有收集液體的作用外還要求改變液體的流向，用于平衡球形泵殼引起的不對稱流動對葉輪徑向力的影響.

泵體一般具有收集液體和消除液體旋轉(zhuǎn)分量的作用，核主泵的泵體主要起著安全保護(hù)作用，為了滿足這一要求，將核主泵的泵殼設(shè)計為類球形.

國外對于核主泵技術(shù)嚴(yán)格封鎖，關(guān)于核主泵的設(shè)計及優(yōu)化文獻(xiàn)并不多見.核主泵由于其大流量、高揚(yáng)程的要求，依據(jù)可查到的公開資料，其泵型大多采用混流泵形式，因此，其水力模型可參考混流泵的設(shè)計方法.隨著國家對核主泵技術(shù)的重視，近幾年來，許多高校及企業(yè)對核主泵的設(shè)計方法展開了探索.目前國內(nèi)關(guān)于核主泵設(shè)計方法的研究主要有：2010年李良[12]利用傳統(tǒng)速度系數(shù)法自主設(shè)計了一臺5葉片的核主泵葉輪及其整機(jī)，但軸功率過大，需要進(jìn)一步改進(jìn)；單玉嬌[13]應(yīng)用模型變換法，在某一混流泵基礎(chǔ)上，設(shè)計出帶有5葉片葉輪及14葉片空間導(dǎo)葉的核主泵水力模型，并應(yīng)用CFD技術(shù)分析了混流泵葉輪內(nèi)部流場；2010年秦杰等[14-15]在高溫高壓工況下對核主泵進(jìn)行模擬計算，并與常溫常壓下的外特性進(jìn)行對比，結(jié)果表明，速度系數(shù)法適用于核主泵的設(shè)計，為水力模型的進(jìn)一步優(yōu)化打下理論基礎(chǔ)；張棟俊等[16]設(shè)計了多個核主泵模型方案，通過對比分析核主泵內(nèi)部流動特性，得到了蝸殼擴(kuò)散管的最佳位置及截面形狀，并依此建立了最優(yōu)水力模型；2012年沈飛[17]進(jìn)一步完善了基于CFD技術(shù)的核主泵過流部件設(shè)計方法，對核主泵的葉輪進(jìn)行了改進(jìn)設(shè)計，取得了較好的效果；2014年龍云等[18-19]、習(xí)毅[20]采用正交設(shè)計方法對核主泵的葉輪和導(dǎo)葉開展了優(yōu)化設(shè)計，并通過試驗驗證了該設(shè)計方法，獲得了較高性能的水力模型；2015年JIN等[21]專門針對導(dǎo)葉包角與出口相對位置進(jìn)行了優(yōu)化，獲得了較優(yōu)的包角值與出口相對位置，減少了流動損失，提高了核主泵的效率；2016年張勇[22]分析了葉輪口環(huán)間隙尺寸變化對葉輪所受軸向力、整機(jī)內(nèi)部壓力脈動特性及葉片水力載荷分布的影響，進(jìn)而研究核主泵內(nèi)部的水動力特性；2017年鐘華舟[23]、2018年蔡崢[24]分別針對事故工況下以核主泵惰轉(zhuǎn)性能作為優(yōu)化設(shè)計指標(biāo)，基于正交試驗對核主泵葉輪和導(dǎo)葉開展了優(yōu)化設(shè)計研究；2018年TAO等[25]研究了核主泵揚(yáng)程-流量曲線不穩(wěn)定特性，為核主泵的無駝峰設(shè)計和運(yùn)行提供了參考；2019年CHENG等[26]通過建立環(huán)形壓水室和導(dǎo)葉不同軸向和周向位置方案，研究了核主泵環(huán)形壓水室和導(dǎo)葉的匹配特性；2019年WANG等[27]提出了基于伴隨求解的核主泵軸向力優(yōu)化方法，該方法減小了葉輪的軸向力，同時提高了葉輪的水力效率；2020年王強(qiáng)磊等[28]以葉片厚度為優(yōu)化設(shè)計變量，研究了不同葉片厚度對混流式核主泵能量性能的影響.

2.2 事故工況水動力特性

在核電廠運(yùn)行中，核主泵的事故工況主要分為三大類[10]：

1) 第Ⅰ類事故工況：包括小幅度反應(yīng)堆冷卻劑失流、失去正常供水及小幅度的溫度失衡，屬于中等頻率事故.

2) 第Ⅱ類事故工況：包括小破口失水事故(SB-LOCA— small break loss of coolant accident)或強(qiáng)制循環(huán)冷卻劑流量完全喪失，其中小破口事故包括RCS系統(tǒng)小破口、二次側(cè)系統(tǒng)小破口，屬于稀有事故.

3) 第Ⅲ類事故工況：核主泵發(fā)生主軸卡死、斷裂或主循環(huán)回路大破口失水事故(LBLOCA— large break loss of coolant accident).在強(qiáng)烈地震、海嘯等不可抗自然災(zāi)害時，有可能會發(fā)生系統(tǒng)或設(shè)備故障，誘發(fā)該類事故，屬于極限事故.

核主泵在極端工況下的運(yùn)行能力，是預(yù)防核事故發(fā)生的重要保證，也是評價核主泵性能優(yōu)劣的一個重要指標(biāo)，核主泵不同于常規(guī)泵，它需要確保壓力邊界完整，以及在特殊事故工況下泵的可靠運(yùn)行，故要求核主泵具有更高的安全可靠性.

2.2.1 全特性

全特性研究是核主泵開發(fā)設(shè)計中一項很重要的基礎(chǔ)性工作，從20世紀(jì)80年代至今，有很多學(xué)者對其開展了大量的研究.但是，由于存在包含工況眾多、不同工況之間的過渡過程比較復(fù)雜等原因，全特性研究仍然不夠全面和深入.尤為重要的是，全特性應(yīng)該包含從負(fù)無窮到正無窮流量區(qū)間所有工況的全部外特性，這樣一個無窮大的流量區(qū)間不僅給研究工作增加了難度，而且使全特性的圖形表達(dá)變得困難.傳統(tǒng)的全特性表達(dá)方式雖然包含了核主泵運(yùn)行時可能出現(xiàn)的所有工況，但只能描述一定轉(zhuǎn)速下的全特性，其他轉(zhuǎn)速下的全特性必須使用相似定律轉(zhuǎn)換求解.此外，傳統(tǒng)的全特性表達(dá)方式只能表示核主泵在有限大小流量區(qū)間上的外特性，無法對無窮大的流量區(qū)間進(jìn)行描述，這是該種表達(dá)方式的一個典型缺陷.上述不足不僅影響了全特性表達(dá)的完整性，而且限制了對全特性的進(jìn)一步研究.因此，迫切需要一種更加完善的數(shù)形結(jié)合方法實現(xiàn)對全流量范圍內(nèi)所有轉(zhuǎn)速下的全特性進(jìn)行準(zhǔn)確、完整、簡潔地表達(dá).國內(nèi)外現(xiàn)有文獻(xiàn)針對核主泵內(nèi)多工況下全特性的研究甚少，現(xiàn)有大量文獻(xiàn)針對離心泵、混流泵、水泵水輪機(jī)等葉片泵的全特性研究，同時也有大量文獻(xiàn)針對葉片泵的瞬態(tài)過渡過程和氣液兩相流動方面進(jìn)行相關(guān)研究，前期的研究對核主泵全特性研究的拓展提供了充分的參考價值.

在全特性表述方面，從20世紀(jì)80年代至今，有很多學(xué)者對各類泵的全特性開展了不同程度的研究.DERAKHSHAN等[29]認(rèn)為，在泵特性和透平特性之間建立一種關(guān)聯(lián)是一件很有意義的工作.PEREZ等[30]指出，對泵殼適當(dāng)調(diào)節(jié)可以改善軸流泵運(yùn)轉(zhuǎn)特性中揚(yáng)程突然下降的情況.MAHAR等[31]結(jié)合泵特性提出了一種非線性優(yōu)化模型來設(shè)計泵主管道.也有學(xué)者提出了一種用于改善泵系統(tǒng)特性的方法，可以用作設(shè)計、評估城市污水源泵系統(tǒng)的參考[32].1993年張森如[33]采用一種同系壓頭曲線對核主泵的全特性進(jìn)行了描述.1996年陳乃祥等[34]提出了一種以全特性曲線圖中等開度線長度的函數(shù)為單位參數(shù)的全特性表達(dá)方式.2004年邵衛(wèi)云等[35]引入導(dǎo)葉相對開度，利用最小二乘曲面擬合法對全特性曲線進(jìn)行了新的變換.WAN等[36]采用一種以常規(guī)特性曲線為基礎(chǔ)、經(jīng)過優(yōu)化的方法，獲得了離心泵的全特性.MORENO等[37]介紹了一種用于獲得泵站最優(yōu)特性曲線的數(shù)學(xué)方法，指出了H-Q特性曲線形狀的主要影響因素.YIN等[38]應(yīng)用CFD軟件對水力損失進(jìn)行模擬，分析得出泵性能曲線中的“S”區(qū)域主要是由葉輪引起的.LU等[39]、朱榮生等[40]根據(jù)AP1000核主泵的試驗結(jié)果，提出了一種歸一化方法，用該方法處理全特性數(shù)據(jù)得到的歸一化曲線能正確、完整、準(zhǔn)確地反映核主泵在任何轉(zhuǎn)速和全流量下的完整特性，并能對超出測試范圍甚至無限流量的外特性進(jìn)行正確估計，并根據(jù)CFD預(yù)測的CAP1400核主泵四象限特性曲線，建立了管內(nèi)氣體輸送的數(shù)學(xué)模型，通過完成氣液兩相流計算得到了CAP1400核主泵的四象限特性曲線氣體含量分別為10%，20%和30%的四象限試驗.上述研究得到的全特性表達(dá)方式具有較強(qiáng)的實用性，但是仍有不足之處，其中有些表達(dá)方式無法對試驗范圍以外的外特性進(jìn)行預(yù)測，有些對轉(zhuǎn)速、揚(yáng)程、軸轉(zhuǎn)矩的描述是不連續(xù)的，有些則在外特性分析中沒有考慮軸轉(zhuǎn)矩，也沒有將全特性包含的所有工況全部表達(dá)出來.

綜上所述，目前較為普遍的全特性曲線方程獲得方法是，首先通過試驗獲得大量試驗數(shù)據(jù)，使用各種類型方程嘗試擬合，并控制擬合誤差大小.雖然這種方法相對可靠，但仍存在曲線方程預(yù)測精度低、沒有固定精確數(shù)學(xué)模型等不足.現(xiàn)有關(guān)于全特性的研究大多集中在全特性試驗管路設(shè)計和試驗方法[35]、全特性各工況下內(nèi)部流場分析[34-35,41]、全特性試驗數(shù)據(jù)的無因次化處理方法[36-37]等方面，涉及核主泵全特性曲線數(shù)學(xué)模型建立的文獻(xiàn)鮮見報道.

2.2.2 卡軸事故

核主泵卡軸事故工況是一種復(fù)雜的瞬態(tài)過渡過程，可以將其理解為核主泵全特性中的一個特殊過程工況，但是目前并沒有準(zhǔn)確、簡潔的表達(dá)方式對這一過程進(jìn)行描述.

核主泵卡軸事故屬Ⅲ類工況(極限事故工況)，指核主泵在額定工況點(diǎn)滿功率運(yùn)行時轉(zhuǎn)子突然受到極大的阻力矩被迫快速停轉(zhuǎn).卡軸持續(xù)時間遠(yuǎn)小于停機(jī)惰轉(zhuǎn)和急停用時，造成事故的直接原因有軸承潤滑系統(tǒng)故障等[42].卡軸后核主泵推送冷卻劑能力驟降，回路冷卻劑流量降低，堆芯溫度升高，燃料棒存在偏離泡核沸騰(DNB)的危險[43].然而，關(guān)于核主泵卡軸事故的研究較少.靖劍平等[44]、朱大歡等[45]、齊炳雪等[46]分別使用TACOS程序建模分析了卡軸事故發(fā)生后一回路冷卻劑溫度、壓力和燃料包殼表面溫度上升情況.陳秋煬等[47]分析了止回閥對卡軸后RCS熱工-水力特性和核功率瞬態(tài)的影響.現(xiàn)有文獻(xiàn)主要研究卡軸事故發(fā)生后的回路系統(tǒng)，對作為卡軸事故核心部件的核主泵研究甚少.江蘇大學(xué)核電泵團(tuán)隊先后開展了核主泵模型泵卡軸事故水動力特性和流固耦合特性研究.劉永[48]基于數(shù)值計算方法研究了小破口下卡軸事故工況下核主泵水動力特性，介紹了歸一化方法在卡軸事故中的表達(dá)及小破口卡軸工況下的水動力特性.軸承潤滑系統(tǒng)故障等原因造成的卡軸阻力矩不相同，卡軸持續(xù)時長和轉(zhuǎn)速隨時間變化曲線也不盡相同.鐘偉源[49]以AP1000核主泵為研究對象，對核主泵水動力及結(jié)構(gòu)動力特性進(jìn)行研究，總結(jié)分析了卡軸事故下核主泵四象限跨域過渡過程，探索了事故下核主泵瞬變流動與結(jié)構(gòu)間的耦合變化規(guī)律，為核主泵設(shè)計與制造提供參考.AP1000核主泵的安全設(shè)計標(biāo)準(zhǔn)要求停機(jī)半流量時間超過5 s[50]，斷電20 s葉輪轉(zhuǎn)速通常能達(dá)到近400 r/min[51].因此，卡軸事故持續(xù)時長遠(yuǎn)小于停機(jī)時長，實際上涵蓋了由機(jī)械故障而非操作員意愿導(dǎo)致的所有事故工況.

2.2.3 斷電事故

斷電事故工況下核主泵的惰轉(zhuǎn)過渡過程屬于瞬態(tài)流動過程，對其內(nèi)部流動的瞬態(tài)模擬分析相比穩(wěn)態(tài)過程數(shù)值模擬分析更為復(fù)雜，并且在惰轉(zhuǎn)過渡過程的大部分時間內(nèi)，核主泵流量、轉(zhuǎn)速和揚(yáng)程等參數(shù)都是非線性變化的.因此，掌握其惰轉(zhuǎn)變化規(guī)律和研究其內(nèi)部瞬態(tài)流動特性的難度大大提升.

由于核電生產(chǎn)安全可靠性很大程度上取決于核主泵惰轉(zhuǎn)特性是否達(dá)到了安全評價標(biāo)準(zhǔn)，國內(nèi)外不少學(xué)者投入了大量精力對核主泵惰轉(zhuǎn)過渡過程進(jìn)行研究.DUNDULIS等[52]采用RELAP5模型對核電廠主泵事故停機(jī)進(jìn)行了研究分析，建立了隔離控制閥和節(jié)流調(diào)節(jié)閥的特性變化曲線.DIEN等[53]使用VVE-1200 NPP模擬器對反應(yīng)堆冷卻劑下降惰轉(zhuǎn)瞬態(tài)過程進(jìn)行了研究，基于試驗結(jié)果驗證了建立模型的合理性.BENCIK等[54]針對不同的瞬態(tài)工況下的惰轉(zhuǎn)過渡過程，介紹了反應(yīng)堆冷卻劑泵的RELAP5/MOD3.3的分析結(jié)果.張亞培等[55]建立了CPR1000壓水堆-回路系統(tǒng)模型，并對斷電事故工況下的瞬態(tài)熱工水力特性進(jìn)行分析，通過RELAP5/MOD3.4驗證了模型的可靠性.徐一鳴[56]結(jié)合動量守恒方程推導(dǎo)斷電事故下核主泵新的惰轉(zhuǎn)轉(zhuǎn)速數(shù)學(xué)模型，計算了核主泵惰轉(zhuǎn)轉(zhuǎn)速變化過程，分析了飛輪轉(zhuǎn)動慣量與惰轉(zhuǎn)半流量時間的關(guān)系.王秀禮等[57]通過對比線性、常規(guī)和帶惰輪3種核主泵停機(jī)惰轉(zhuǎn)模型，發(fā)現(xiàn)帶惰輪惰轉(zhuǎn)模型徑向力特性優(yōu)于線性與常規(guī)惰轉(zhuǎn)模型，徑向力變化幅度更小.劉夏杰[58]對斷電事故下核主泵惰轉(zhuǎn)過渡過程中的軸承座振動特性進(jìn)行了研究，發(fā)現(xiàn)斷電時流量劇變振動突然加強(qiáng)和電磁不平衡，導(dǎo)致機(jī)組可靠性下降.張森如[33]根據(jù)現(xiàn)有數(shù)據(jù)得出惰轉(zhuǎn)過渡過程中水力學(xué)力矩和壓頭數(shù)據(jù)，最終得出在惰轉(zhuǎn)過渡過程中的計算模型.張龍飛等[59]基于瞬態(tài)分析程序 RELAP5/MOD3研究了不同轉(zhuǎn)動慣量對惰轉(zhuǎn)過渡過程的影響，結(jié)果表明轉(zhuǎn)動慣量越大惰轉(zhuǎn)時間越長，由泵惰轉(zhuǎn)所提供的慣性流量不僅能夠在斷電后短時間載出堆芯的剩余發(fā)熱，而且有助于建立后續(xù)的自然循環(huán).葉道星等[60]采用多項式建立了流量與轉(zhuǎn)速隨惰轉(zhuǎn)時間的數(shù)學(xué)模型，運(yùn)用數(shù)值計算和量綱分析的方法研究了核主泵的性能變化，使用Q準(zhǔn)則分析了流道內(nèi)的渦動力學(xué)特性，描述核主泵惰轉(zhuǎn)時的流量和轉(zhuǎn)速隨時間變化的規(guī)律.

2.2.4 失水事故

對長期以來的核電廠事故報告進(jìn)行分析，發(fā)現(xiàn)失水事故工況下發(fā)生的熔堆事故是造成核輻射泄漏的最主要的原因[61].通常意義上的失水事故主要分為小破口事故與大破口事故，而長期經(jīng)驗表明小破口事故所占比重較大.因此，預(yù)防小破口失水事故的發(fā)生對于提高反應(yīng)堆工作的可靠性非常關(guān)鍵.

針對核主泵小破口失水事故相關(guān)的研究越來越多.KOO等[62]對核主泵在非正常工況下的振動進(jìn)行了試驗監(jiān)測與數(shù)值分析研究，提出了一種系統(tǒng)診斷方法.CARLIN等[63]對AP1000核主泵的瞬態(tài)流動損失進(jìn)行了裕度評估，提出了改善方法，并通過試驗驗證了改善效果.POULLIKKAS[64]結(jié)合結(jié)構(gòu)設(shè)計、相間分離、壓縮比例等多因素對核主泵兩相流工況附加損失進(jìn)行了研究，改進(jìn)了失水事故工況的揚(yáng)程計算模型.ROBINSON等[65]研究了小破口失水事故工況下管路系統(tǒng)壓力的變化，分析了不同因素對管道裂紋發(fā)展的影響，提出了改善方法.POULLIKKAS[66]研究了失水工況下葉輪進(jìn)口氣泡發(fā)展規(guī)律，對不同流量下泵的內(nèi)部流動進(jìn)行高速攝影，得到了氣相分布規(guī)律.付強(qiáng)等[67]基于Euler-Euler非均相流模型對失水事故工況下核主泵內(nèi)的氣液兩相瞬態(tài)流動規(guī)律進(jìn)行了模擬分析，得到了流量變化時氣相成分對內(nèi)部流動變化趨勢的影響.黃洪文等[68]基于RETRAN-02程序構(gòu)建模型，研究了小破口失水事故工況下核主泵瞬態(tài)過程的熱工水力參數(shù)，分析事故發(fā)生原因并提出預(yù)防方案.楊江等[69]通過RELAP5 / MOD3.4程序構(gòu)建壓水堆模型，分析了AP1000核主泵小破口事故工況下冷卻劑的瞬態(tài)流動特性，得到流量、溫度和壓力的變化規(guī)律，驗證了小破口失水事故的安全性.林誠格等[70]針對傳統(tǒng)失水事故分析模型的不足，基于最佳估算方法提出了改進(jìn)措施，獲得了事故最佳估算模型.朱榮生等[71]、付強(qiáng)等[72]對失水事故下核主泵的氣液兩相流動進(jìn)行研究，得到了包括含氣率對核主泵外特性和壓力脈動影響、氣相在流道內(nèi)的流動分布等規(guī)律.王偉偉等[73]應(yīng)用WCOBRA/TRAC軟件對失水事故中冷卻劑系統(tǒng)壓力、堆芯冷卻流量以及包殼溫度等作了研究.黨高健等[74]分別使用相應(yīng)程序模擬了核主泵相似特性曲線、自由容積和外特性對失水事故后果的影響.楊靈均等[75]對大破口失水事故下反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和安全殼的耦合特性進(jìn)行分析，研究各非能動系統(tǒng)在大破口失水事故工況下的流固耦合特性.

綜上所述，核主泵卡軸事故瞬變過渡工況是其安全運(yùn)行評價和考核的重要指標(biāo)，然而鮮有學(xué)者對卡軸事故工況及卡軸工況下特性參數(shù)的變化情況進(jìn)行研究.對斷電事故下核主泵惰轉(zhuǎn)過渡過程的研究主要是針對不同惰轉(zhuǎn)模型的對比，以及瞬態(tài)流動特性分析，但缺乏核主泵參數(shù)設(shè)計對惰轉(zhuǎn)特性的影響研究.同時，目前對失水事故工況研究主要圍繞內(nèi)部瞬態(tài)流動特性分析和對事故分析數(shù)學(xué)模型改善，而對于失水事故工況內(nèi)部流動損失與核主泵惰轉(zhuǎn)工況、卡軸工況、兩相流的內(nèi)在聯(lián)系缺乏深入分析.

2.3 流固耦合特性

流固耦合力學(xué)是研究在流場作用下固體的形變位移響應(yīng)以及固體位移形變對流場影響二者互相耦合的一門力學(xué)分支，屬于交叉學(xué)科，在研究中考慮流固耦合作用會使結(jié)果更接近于實際情況，可信度更高.

國內(nèi)外學(xué)者對核主泵進(jìn)行了大量研究，但對核主泵在考慮流固耦合作用后的內(nèi)部流場研究較少，主要?dú)w納如下：王秀禮等[76]對考慮流固耦合作用后的核主泵空化進(jìn)行了研究，得到不同空化工況下的葉輪形變及徑向力趨勢規(guī)律；廖傳軍等[77]提出了一種流體靜壓型機(jī)封的流固強(qiáng)耦合模型，進(jìn)行了試驗驗證，為核主泵機(jī)封的設(shè)計研究提供了理論基礎(chǔ)；鐘偉源等[78]基于雙向流固耦合求解方法對不同流量下核主泵進(jìn)行了求解計算，研究了流固耦合作用下核主泵葉輪的力學(xué)特性，揭示了考慮流固耦合作用后葉輪總體、葉片進(jìn)出口邊及葉根在各流量下的應(yīng)力及變形分布規(guī)律；張野[79]對基于流固耦合作用下的核主泵葉輪進(jìn)行了總體應(yīng)力應(yīng)變和干濕模態(tài)振形研究；朱榮生等[80]對1 000 MW級核主泵的流固熱的多場耦合進(jìn)行了計算仿真，得到了葉輪在多場中的應(yīng)力和變形分布，并分析了葉輪中熱應(yīng)力與離心力所產(chǎn)生的拉應(yīng)力在耦合場中差異.

隨著科學(xué)技術(shù)的發(fā)展，越來越多相關(guān)學(xué)科的研究方法和理論成果被應(yīng)用在流固耦合問題的研究中，使得對流固耦合問題的認(rèn)識及研究變得更加深入.然而，流固耦合在核主泵中的研究還相對較少，特別是核主泵瞬態(tài)過程中的流固耦合研究在國內(nèi)外極度缺乏.在預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故方面，非能動安全系統(tǒng)在應(yīng)對嚴(yán)重地震、海嘯等不可抗因素仍有不足.因此，亟須對核電設(shè)備本身及系統(tǒng)在事故工況下的響應(yīng)作深入的研究和探討.

2.4 非定常特性

2.4.1 非均勻來流與壓力脈動特性

核主泵依靠冷卻劑來實現(xiàn)能量傳遞，當(dāng)核主泵工作時，葉片隨著葉輪的旋轉(zhuǎn)與固定導(dǎo)葉周期性交匯，導(dǎo)致葉輪和導(dǎo)葉內(nèi)流體速度、壓力分布相互影響[81]，這種由轉(zhuǎn)動葉輪與靜止導(dǎo)葉之間的相互作用被稱為動靜干涉[82].一方面，以固定轉(zhuǎn)速旋轉(zhuǎn)的葉輪出口尾流會對固定導(dǎo)葉的內(nèi)流場產(chǎn)生周期性的影響，另一方面，固定導(dǎo)葉的存在同樣會改變?nèi)~輪出口的邊界條件，從而引起葉輪內(nèi)速度、壓力場的周期性變化.葉輪與導(dǎo)葉之間的動靜干涉作用會使核主泵內(nèi)的壓力在一定范圍內(nèi)連續(xù)波動，這種壓力單次持續(xù)時間不長，且呈現(xiàn)一定的周期性現(xiàn)象被稱為壓力脈動[83].現(xiàn)有研究[84-86]表明，葉輪出口的不均勻流動及葉輪與導(dǎo)葉之間的動靜干涉是引起泵內(nèi)流場壓力脈動及遠(yuǎn)場噪聲的主要原因.一方面，由動靜干涉引起的壓力脈動在流場內(nèi)不斷傳播，持續(xù)不斷的壓力脈動不僅可使某些部件在長期交變應(yīng)力的作用下發(fā)生疲勞破壞，還可能沿徑向傳播造成核主泵過流部件的異常振動；另一方面，在某些特定條件下，當(dāng)壓力脈動的振動頻率接近機(jī)械系統(tǒng)的固有頻率時，可誘發(fā)共振，造成機(jī)械結(jié)構(gòu)的損壞，是核主泵安全穩(wěn)定運(yùn)行的嚴(yán)重威脅.同時，壓力脈動信號與內(nèi)流場的流動分布密切相關(guān)，包含了大量與流場相關(guān)的信息，所以核主泵在不同運(yùn)行狀態(tài)的壓力脈動信號具有不同的表現(xiàn)形態(tài).對壓力脈動信號的研究不僅有助于了解核主泵內(nèi)部流動機(jī)理，還可以通過對壓力脈動信號的頻譜分析對核主泵的工作狀態(tài)進(jìn)行監(jiān)測.由此可見，對核主泵在不同工況下的壓力脈動特性進(jìn)行系統(tǒng)研究是十分必要的.

目前，國內(nèi)眾多的專家學(xué)者已經(jīng)對核主泵內(nèi)的壓力脈動規(guī)律做了大量研究，而國外關(guān)于核主泵的研究文獻(xiàn)則相對較少.MIYABE等[87-88]運(yùn)用PIV和壓力脈動測量儀器對核主泵內(nèi)部旋轉(zhuǎn)失速現(xiàn)象進(jìn)行了研究，結(jié)果表明不穩(wěn)定內(nèi)部流動特性是由葉輪出口至導(dǎo)葉進(jìn)口處出現(xiàn)的大尺度回流所激勵的，核主泵內(nèi)非定常流動結(jié)構(gòu)可能會導(dǎo)致嚴(yán)重的壓力脈動和振動，將危害泵的安全穩(wěn)定運(yùn)行.韓國原子能研究院(KAERI)[89]為1 400 MW核反應(yīng)堆設(shè)計制造了一臺測試用核主泵，進(jìn)行了冷態(tài)與熱態(tài)性能測試，觀測到在特定溫度范圍內(nèi)，壓力脈動振幅異常增大，究其原因是當(dāng)核主泵葉片通過頻率及其諧波與核主泵測試設(shè)備的頻率成正比時聲共振現(xiàn)象的發(fā)生.BAUMGERTEN等[90]通過對核主泵流場進(jìn)行三維非定常模擬，分析了模型泵內(nèi)部壓力脈動的變化規(guī)律，并對壓力脈動進(jìn)行了試驗測試，經(jīng)過對比分析發(fā)現(xiàn)試驗與數(shù)值計算的結(jié)果十分吻合.朱榮生等[91]采用計算流體動力學(xué)的方法對核主泵在小流量工況下的壓力脈動規(guī)律進(jìn)行了研究，通過對內(nèi)部流場的分析發(fā)現(xiàn)，由于葉輪與導(dǎo)葉間的動靜干涉作用，在小流量工況下核主泵內(nèi)出現(xiàn)強(qiáng)烈的壓力脈動現(xiàn)象，葉頻在壓力脈動誘發(fā)的振動中起主導(dǎo)作用，同時在葉輪和導(dǎo)葉的進(jìn)口處存在明顯的回流現(xiàn)象，回流導(dǎo)致了小流量工況壓力脈動波動劇烈且周期性差.倪丹等[92]采用大渦模擬的方法研究了混流式核主泵內(nèi)流動結(jié)構(gòu)與壓力脈動的相關(guān)性，發(fā)現(xiàn)監(jiān)測點(diǎn)處的壓力頻譜與渦量頻譜具有相同的激勵頻率，從而說明了核主泵內(nèi)非定常旋渦流動結(jié)構(gòu)是壓力脈動的誘因之一.朱榮生等[93]對正轉(zhuǎn)工況下核主泵壓水室出口處的壓力脈動信號進(jìn)行了數(shù)值計算，結(jié)果顯示在不同流量壓水室出口的脈動信號存在明顯差異，且越偏離設(shè)計工況點(diǎn)其壓力脈動越劇烈，在壓水室出口附近出現(xiàn)的回流會對壓力脈動信號產(chǎn)生影響，回流的出現(xiàn)與泵殼的類球型設(shè)計有關(guān).李靖等[94]研究了導(dǎo)葉結(jié)構(gòu)對核主泵內(nèi)壓力脈動信號的影響，建立了采用非均布導(dǎo)葉的1 400 MW核主泵模型并對內(nèi)流場進(jìn)行分析，結(jié)果表明，采用非均布導(dǎo)葉不會對核主泵的外特性造成明顯影響，這種結(jié)構(gòu)不僅可以改善壓水室內(nèi)流動狀態(tài)、降低水力沖擊，同時還可以大幅降低導(dǎo)葉通頻及其倍頻的脈動幅度.LONG等[83]對不同流量的反應(yīng)堆冷卻劑泵進(jìn)出口壓力脈動特性進(jìn)行了分析，同時還研究了不同流量進(jìn)出口處的壓力脈動，采用FFT，RMS和峰峰值法對壓力脈動信號進(jìn)行了分析，為考慮非均勻水流的水泵設(shè)計提供了不同的觀點(diǎn).XU等[95]采用快速傅里葉變換(FFT)和均方根(RMS)方法對泵殼和出水管上的壓力脈動信號進(jìn)行了分析，為泵的非均勻流動研究、泵的振動分析和故障診斷提供很好的參考.LI等[96]通過將RNGk-ε和DDES模型應(yīng)用于穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)仿真，研究了核主泵入口畸變流模型及其性能影響機(jī)理.王悅薈等[97]采用入流畸變度和平均偏流角公式定量表征畸變?nèi)肓鞯牧鲌鏊俣确植?通過正則化螺旋度法捕捉核主泵葉輪的渦流流動特征，發(fā)現(xiàn)畸變?nèi)肓魇购酥鞅眠M(jìn)口流場變得復(fù)雜,導(dǎo)致核主泵的湍動能和湍流耗散率增大,降低了主泵的水力效率.

2.4.2 瞬態(tài)特性

泵類機(jī)械設(shè)備的瞬態(tài)特性一直是國內(nèi)外學(xué)者研究的重點(diǎn)，國外學(xué)者對其已經(jīng)進(jìn)行了大量的試驗研究.OMAHEN等[98]獲得了核主泵應(yīng)急啟動瞬態(tài)過程中泵和主回路整體運(yùn)行狀態(tài)的變化特性，驗證了啟動程序的合理性.FARHADI等[99-100]建立了啟動模型，對核主泵啟動瞬態(tài)過程進(jìn)行研究，得到了轉(zhuǎn)子慣性與一回路系統(tǒng)慣性能之比對核主泵啟動過程的影響關(guān)系，并驗證了模型的準(zhǔn)確性.DUPLAA等[101]通過改變離心泵進(jìn)口和出口處的壓力，對啟動瞬態(tài)過程的空化特性進(jìn)行了研究，并捕捉到了葉輪內(nèi)啟動瞬態(tài)的空化現(xiàn)象.SKALAK[102]對一種水錘的理論作了延伸和推廣.TANAKA等[103-105]通過試驗方法對離心泵的瞬變工況特性進(jìn)行了深入研究，并捕捉到了其內(nèi)的氣穴破壞過程.TSUKAMOTO等[106-107]通過試驗方法對泵的啟動和停機(jī)過渡過程進(jìn)行了研究分析，對比了準(zhǔn)穩(wěn)態(tài)理論和瞬態(tài)理論結(jié)果的差異性.國內(nèi)學(xué)者對泵的瞬態(tài)特性研究始于20世紀(jì)90年代，近年來也取得了一定成果.李偉[108]對斜流泵啟動特性進(jìn)行了研究，證明了準(zhǔn)穩(wěn)態(tài)方法不適用于泵的啟動瞬態(tài)過程.王樂勤等[109-110]、吳大轉(zhuǎn)等[111-112]分別對混流泵、離心泵的快速啟動特性進(jìn)行了大量試驗研究，獲得了葉輪加速度、管阻特性對啟動過程影響，并揭示了斜流泵瞬態(tài)過渡過程的內(nèi)流機(jī)理.

GAIKWAD等[113]對核主泵瞬態(tài)參數(shù)變化進(jìn)行研究，給出采取階躍降功率操作建議.HAN等[114]通過采用不同惰輪研究了一回路冷卻劑早期特性對惰轉(zhuǎn)流量的瞬態(tài)影響，得出堆芯峰值溫度、惰輪尺寸、衰變熱交換初始值、5 s惰轉(zhuǎn)時間是最佳的設(shè)計參數(shù).鄧紹文[115]對秦山核電二期工程主泵的瞬態(tài)特性進(jìn)行了計算，獲得較好的計算結(jié)果.GAO等[116]采用力矩平衡關(guān)系，推導(dǎo)出惰轉(zhuǎn)流量與轉(zhuǎn)速關(guān)系，發(fā)展了核主泵惰轉(zhuǎn)瞬態(tài)流量計算的數(shù)學(xué)模型.

2.5 氣液兩相流動特性

對核主泵內(nèi)的氣液兩相流動研究可分為2個階段，第一階段：20世紀(jì)80年代到20世紀(jì)末，這一階段為核主泵氣液兩相流的初級階段，受限于當(dāng)時的研究條件，只能通過外特性試驗來衡量失水事故中含氣量對其性能影響，無法應(yīng)用計算流體力學(xué)來揭示核主泵內(nèi)部兩相流動內(nèi)在規(guī)律；第二階段：21世紀(jì)初到現(xiàn)在，這一階段開始在微觀上研究氣液兩相的流動機(jī)理，結(jié)合了數(shù)值模擬方法.由于氣液兩相流動的復(fù)雜性，其理論與數(shù)學(xué)模型的建立及試驗研究，一直是一個難以攻破的難點(diǎn).

1993年張森如[33]通過分析在全廠斷電工況下的一回路冷卻劑系統(tǒng)在惰轉(zhuǎn)時的動量守恒方程，研究結(jié)果表明通過公式推導(dǎo)得到的數(shù)學(xué)模型可應(yīng)用于核主泵的瞬態(tài)過程分析.2007年DAZIN等[117]應(yīng)用葉輪的不穩(wěn)定流動和不可壓縮流體力學(xué)理論，研究了一渦輪機(jī)啟動瞬態(tài)，并通過試驗來驗證啟動過程中的動力特性.2009年劉夏杰等[118]分析了惰轉(zhuǎn)過程中的核主泵流量、振動及轉(zhuǎn)速等主要參數(shù)的變化，并通過與試驗結(jié)果對比，得到了惰轉(zhuǎn)過程的核主泵水力特性.2011年GAO等[116]對核主泵關(guān)機(jī)瞬態(tài)的進(jìn)行數(shù)學(xué)建模，很好地模擬出關(guān)機(jī)過程的流量、轉(zhuǎn)速的變化，與核電廠發(fā)表的數(shù)據(jù)一致.2013年朱榮生等[67, 71, 119-121]對核主泵啟動階段、關(guān)機(jī)惰轉(zhuǎn)及變流量工況下的氣液兩相瞬態(tài)過渡流動特性進(jìn)行了模擬及試驗研究，得到了內(nèi)部壓力脈動、徑向力的瞬態(tài)結(jié)果，對核主泵的優(yōu)化設(shè)計有很好的借鑒意義.2015年GROUDEV等[122]利用RELAP5/ MOD3.2的計算機(jī)代碼，給出了科茲洛杜伊核電廠小破口失水事故初期的熱工水力計算的結(jié)果.

2.6 空化特性

小破口失水事故的破口面積小于0.09 m2，可造成一回路壓力整體緩慢下降，當(dāng)壓力降至一定值，核主泵進(jìn)口位置發(fā)生空化，外特性改變，不再滿足堆芯的冷卻要求.

2.6.1 泵空化水動力學(xué)特性

國內(nèi)外對核主泵的空化特性進(jìn)行了大量研究，RAHIM等[123]利用Matlab軟件研究了AP1000核主泵在大破口失水事故下的安全性問題.CHAN等[124]通過試驗的方法得到了全尺寸泵的性能參數(shù)隨氣體率的變化規(guī)律.王巍等[125]對混流式核主泵的空化進(jìn)行了數(shù)值計算研究，通過數(shù)值預(yù)測對核主泵的空化性能進(jìn)行了改進(jìn).陸鵬波[126]研究了高溫高壓混流式核主泵的空化數(shù)值模擬及泵結(jié)構(gòu)設(shè)計對空化的影響，在結(jié)構(gòu)上對核主泵的空化性能進(jìn)行了改進(jìn).王秀禮等[127]以核主泵為研究對象，在不同工況下對其水動力特性進(jìn)行模擬預(yù)測，應(yīng)用小波與傅里葉變換對模擬結(jié)果分析，表明氣體含量隨泵內(nèi)壓力與時間的增大呈指數(shù)變化的特性.

2.6.2 空化模型

空化現(xiàn)象同時涉及紊流、熱力學(xué)效應(yīng)、兩相質(zhì)量輸運(yùn)、氣體與液體的可壓縮性等復(fù)雜的流動過程.由于計算機(jī)技術(shù)的快速發(fā)展，近年來，計算流體力學(xué)對空化模擬的實用性和準(zhǔn)確性提高.優(yōu)秀空化模型在空化流動數(shù)值計算中起到十分關(guān)鍵的作用，良好的空化模型能夠準(zhǔn)確描述微觀空泡變化與宏觀空化流動，同時在計算時能夠有效地控制計算量.

已有很多學(xué)者通過各種理論方法建立了多個非常實用的空化流動數(shù)學(xué)模型. DELANNOY[128]基于狀態(tài)方程提出了一種簡單的空化模型，隨后COUTIER等[129]將空化流作為一種均勻平衡氣液混合物，對該空化模型進(jìn)行了改進(jìn)，應(yīng)用壓力和密度的單值關(guān)系來闡述水和水蒸氣之間的相變過程.1992年KUBOTA等[130]通過與氣泡半徑有關(guān)的函數(shù)關(guān)系式得到氣體質(zhì)量分?jǐn)?shù)，從而提出了一種兩相流模型，此處的氣泡半徑是在氣泡動力學(xué)R-P方程基礎(chǔ)上考慮氣泡之間的相互作用得到的.2002年SINGHAL等[131]根據(jù)R-P方程進(jìn)行相關(guān)推導(dǎo)與簡化，從而提出了完全空化模型，并考慮了湍流與不凝結(jié)氣體對空化的影響，得到了氣、液兩相間的質(zhì)量輸運(yùn)計算公式.2004年ZWART等[132]在R-P方程基礎(chǔ)上，進(jìn)一步推導(dǎo)出了液體和蒸汽之間的質(zhì)量傳遞計算式，簡稱Z-G-B模型.CERVONE等[133]通過對一個考慮熱力學(xué)效應(yīng)的NACA翼型進(jìn)行空化試驗，發(fā)現(xiàn)隨著流體溫度增加，空化越嚴(yán)重.

在國內(nèi)，季斌等[134]在全空化模型的基礎(chǔ)上，引入氣體運(yùn)動理論，把蒸汽和液體分子之間相互轉(zhuǎn)換的勢與當(dāng)?shù)氐臏囟嚷?lián)系起來，發(fā)展了一種改進(jìn)的空化模型.劉厚林等[135]采用Z-G-B模型、Kunz模型與S-S模型等對離心泵進(jìn)行空化預(yù)測，并與試驗結(jié)果進(jìn)行對比研究其準(zhǔn)確性.黃彪等[136]分別應(yīng)用4種不同的輸運(yùn)類空化模型對水翼進(jìn)行了非定?？栈M，通過試驗對比得出不同的模型預(yù)測結(jié)果整體差異不大，都能夠較準(zhǔn)確地計算出空化的周期性發(fā)展與潰滅，但不同模型在氣泡脫落過程的預(yù)測存在一定差異.楊瓊方等[137]通過考慮不凝結(jié)的氣核質(zhì)量分?jǐn)?shù)與體積分?jǐn)?shù)對Saucer空化模型進(jìn)行了修正，對螺旋槳在不同空化程度下進(jìn)行模擬與試驗，得出改進(jìn)的空化模型能有效地提高設(shè)計效率.

3 核主泵內(nèi)部流動研究意義

核主泵是影響核電廠安全性和可靠性的關(guān)鍵設(shè)備，其長時間高效、穩(wěn)定、安全運(yùn)行對防止核電廠事故的發(fā)生極為重要，常被喻為核電廠的“心臟”.核主泵作為一回路承壓邊界的組成部分，在啟停、地震、火災(zāi)等瞬變?yōu)淖儤O端工況下，或發(fā)生卡軸、軸密封泄露或失去外動力等事故時，核主泵循環(huán)冷卻能力與反應(yīng)堆釋熱之間的平衡遭到破壞，嚴(yán)重威脅堆芯安全.

核主泵關(guān)鍵部件及其關(guān)聯(lián)系統(tǒng)的復(fù)雜性和高安全性，是造成核主泵制造困難的主要原因.面向大型先進(jìn)壓水堆核電廠建設(shè)的國家重大需求，解決國產(chǎn)化和自主化進(jìn)程中核主泵制造基礎(chǔ)科學(xué)問題，進(jìn)一步認(rèn)識和掌握影響核主泵關(guān)鍵部件設(shè)計和制造關(guān)鍵技術(shù)原理，創(chuàng)新核主泵關(guān)鍵部件的設(shè)計方法與制作工藝，自主建立中國核電裝備制造的理論體系，不斷延長的核主泵長使役壽期要求對核主泵的高可靠性制造帶來新的挑戰(zhàn).因此對核主泵內(nèi)部流動基礎(chǔ)理論和關(guān)鍵技術(shù)進(jìn)行深入研究，突破國外的技術(shù)壁壘，掌握自主知識產(chǎn)權(quán)的核心技術(shù)和關(guān)鍵技術(shù)，實現(xiàn)核主泵技術(shù)的跨越式發(fā)展，是當(dāng)前中國亟待解決的“卡脖子”難題.