以某核主泵轴承为研究对象,针对华龙一号对其超设计基准工况运行要求,采用CFD和Stage(Mixing Plane)单叶片通道技术对叶轮导叶进行了仿真。通过对叶轮导叶流道进出口面积的设计及叶轮导叶面积比匹配优化,提高了叶轮导叶的水力效率,对核主泵轴承在超设计基准工况中的SBO和丧失冷却水运行的安全性予以提升,结果表明:优化后叶轮导叶性能较之前有明显提高;对于该类叶轮导叶的优化,需要同时对叶轮导叶进出口流道面积进行调整。研究成果可为相关核主泵轴承用叶轮导叶优化设计提供一定的技术参考。

为了研究介质物性参数变化对核主泵水力性能的影响,采用六面体结构化网格,基于RNGκ-ε湍流模型,在定常计算的基础上对比分析了输送介质分别为清水和液态钠时核主泵水力性能的变化。结果表明:介质物性参数的变化对泵内速度场的影响较小,但速度分布的均匀性随介质运动黏度的减小而降低;与水介质相比,当输送介质为液态钠时,核主泵的扬程变化很小,轴功率的下降幅度大于密度的减小幅度,因而效率提升明显。

为了研究核主泵叶轮根部圆角大小对叶轮的振动、强度及刚度的影响,进而为离心泵的水力优化设计提供理论参考,应用有限元软件进行数值模拟,运用绘图软件CATIA对主泵叶轮进行建模,应用有限元分析软件ANSYS Workbench对核主泵叶轮进行自适应网格划分,并在运行工况载荷下对不同根部圆角大小的叶轮进行位移形变以及应力应变分析,结果表明,适当增大叶轮根部圆角,可以减小叶轮的振动,增大叶轮的强度和刚度,从而为离心泵的水力优化设计提供理论参考。

以核主泵流体动压型圆形深槽第二级密封为研究对象,建立包括密封环、端面液膜和密封腔组成的三维跨尺度传热系统。采用Fluent软件,在流固交界面采用强制耦合,求解能量方程和N-S方程,获得端面间液膜、密封环、密封腔的流场分布、压力分布和温度分布,在此基础上研究转速、冲洗量和冲洗进出口位置对三维传热系统的影响。结果表明：冷却冲洗对于密封环的散热有显著效果;深槽能降低密封端面的温度,起到局部的冷却作用;深槽结构以及流体惯性作用,导致深槽两侧存在压力梯度;转速对温度场的影响远大于冲洗量的影响;冲洗进出口位置对密封环、密封腔的温度场影响较大,冲洗进出口位置均存在最优值,进口在无量纲量L/L0为4/7处最优,出口位于动环外周凸台处有较好的冷却效果。

采用数值计算方法,开展混流式核主泵叶轮叶片自前盖板至后盖板方向厚度分布规律对能量性能影响的研究。通过对5种具有不同厚度分布规律叶片的叶轮进行比较分析,探索最佳叶片厚度比值和其对叶片表面静压力分布规律的影响。结果表明：当叶片后盖板处厚度与前盖板处厚度比值L=1.5时,叶轮的水力效率达到最高,当L=1.25时叶片做功能力低,叶轮内能量损失大,水力效率较低;在小流量工况下,随着比值L的增加,相同流量下扬程和水力效率都随之升高;在大流量工况下,扬程和水力效率都随着L的增大而降低;叶轮流道内压能沿着前盖板至后盖板方向增大并且最大压能位置向中间移动。

以混流式核主泵水力模型为研究对象，基于三维不可压缩流体的N-S方程和RNGk-ε湍流模型，采用流体计算软件ANSYS-Fluent对不同工况下的混流式核主泵水力模型的三维湍流流场进行数值模拟。通过分析不同特征面上的流动状态，构建该泵内的典型时均流谱，为性能优化及内部流动控制提供参考。计算结果表明：高涡量区域主要分布在固体壁面、径向导叶流道以及球型压水室内出液管附近；靠近出液管附近存在旋涡，导致流动损失增加，但随着流量减小，此处的流动情况趋于稳定，旋涡减弱甚至消失；靠近球型压水室出液管段的旋涡及其相近的径向导叶流道内的复杂流动情况与球型压水室出液管的位置有一定关系，因此减小出液管附近的流动损失，对实现混流式核主泵流动控制具有重要意义。

基于连续性方程、雷诺时均N-S方程和RNGk-ε湍流模型，对核主泵内部流场进行稳态数值计算，并进行试验验证。根据数值计算结果分析导叶、蜗壳内静压回收与总压损失、压力变化等特性。结果表明，数值计算性能预测结果与试验结果吻合；在小流量工况下导叶内总压损失明显大于蜗壳，两者变化趋势刚好相反，随着流量的增大导叶内的总压损失减小而压水室内的增大；在大流量工况下导叶内总压损失在总损失中占主要部分，随着流量的增大导叶和压水室内的总压损失变化一致，都增大；静压回收主要在导叶中进行，在蜗壳中静压回收小；导叶工作面与背面的压力随流量的增大均减小，在大流量工况时减小程度更大；叶轮流道内压力随流量的增大逐渐增大，并且在叶轮流道中后段压力分布不均匀，压力梯度大，最大压力位于压力面靠近叶片尾缘处；动

为了研究环形压水室结构对于核主泵水力性能的影响,在保证其他过流部件几何参数不变的前提条件下,以某型核主泵模型为研究对象,设计3种不同截面面积环形压水室的核主泵模型,并基于RNGk-ε湍流模型和滑移网格模型,对以上3种缩比模型内部流动进行全三维数值模拟,通过试验证实了数值计算数据与试验数据的吻合性与该数值模拟方法的可靠性。结果表明:在设计工况下运行,压水室截面面积变化对核主泵性能影响不大;偏离设计工况,适当增大压水室截面面积能够提高核主泵的扬程、效率和静压能占比,并改善压水室内部流动特征;而偏小的压水室截面面积会使其内部流动损失增大。在实际泵产品的设计和研究过程中,结构尺寸允许的条件下适当增大压水室截面面积有利于提高核主泵的整体性能。