本文介绍了水泵主轴静强度可靠性设计的基本理论和方法。并给出了计算实例。

<正> 一、概述离心泵叶轮滑移系数的计算,国内外许多学者作过专门研究。文献[1]罗列了国外15位学者所提出的计算公式。但是,在国内的许多文献中,对滑移系数的计算似有混乱现象,当以H_t/H_(t∞)定义为滑移系数时,具体所应用的

根据Φ５００ｍｍ轴流式强制循环泵扬程太小导致使用流量太小的状况，提出了泵的选型设计参数的选择方法，还介绍了吸入室流道、叶轮安放位置的结构改进情况。

以带有空间导叶的离心泵为研究对象，通过CFD方法，在三种工况下，对包括吸人室、叶轮和导流壳在内的全三维湍流场进行数值计算，获得了导流壳内的速度分布和压力分布。结果表明：导流壳能很好地将叶轮中流出的流体的动能转化为压能，并消除速度的圆周分量；在0.8Q工况下，空间导叶的进口冲角增大，容易在空间导叶背面产生流动分离，造成水力损失增加；在1．2Q工况下，空间导叶的进口接近无冲击人流，在进口处流速分布较均匀，其内部未发生流动分离现象。此计算结果可以为试验研究和模型优化提供参考。

从反应堆冷却剂泵的经济性出发，以国内某300MWe级核电站主泵为对象，利用计算流体技术（CFD）对其内部流场进行了数值研究，以效率为中心，重点分析了主泵叶轮段、导叶体段的速度、压力分布。通过计算9个不同流量点，得到了叶轮段和整个泵段的性能曲线，并根据对比分析结果提出了优化设计方案。

核主泵是压水型反应堆核电站中的核心设备之一。开展核主泵内部流场的实验研究，对泵水力部件优化设计、提高泵的性能、增强泵运行稳定性等有至关重要的作用。为充分认识其内部流动的真实结构，拟采用目前较先进的非接触式光学流场测量仪器粒子图像速度场仪（PIV）对泵内流场进行测量。针对300MW轴流式核主泵模型，设计了内流测量实验台，提出高温超高压系统的生成办法；认为运用进口窗和出口窗两种测量方案，可以实现包括叶轮、导叶、叶轮与导叶间隙等在内的全流道三维速度测量；给出窗口开设位置的确定方法，并提出解决叶片相互遮挡及测量同步性保证的方案。为进行模型泵的实验研究提供参考。

在直径为340mm的平底圆筒搅拌槽内,利用PIV和固体激光发生器对固相体积浓度为20%的固液两相体系进行了试验。结果发现,与中心搅拌相比,偏心搅拌时涡轴与搅拌轴倾斜,槽内流体的动力学扰动增大,破坏了中心搅拌时流体流动的一致性。偏心率越大,槽内流体的轴向流动愈明显,并形成一个范围较大的单循环流动结构。偏心搅拌时,颗粒的浓度分布较中心搅拌时均匀得多,颗粒的悬浮高度随偏心率的增大而增大,但临界悬浮转速和功率消耗也随之增大,试验得出最佳偏心率为E=0.4。

基于Eulerian多相流模型和RNG κ-ε两方程湍流模型对旋流泵内的液固两相流场进行了数值模拟，获得了不同粒径、浓度时泵内的颗粒分布特性及对泵性能的影响。研究结果表明：固体颗粒进入泵内后主要集中于无叶腔内，无叶腔中的颗粒分布以泵轴为中心呈现一定的轴对称分布，随着粒径的增大，颗粒在无叶腔内壁面聚集的更加明显，随着浓度的增大，颗粒在无叶腔内的分布规律几乎没有变化，随着流量的增大，无叶腔中心部分颗粒浓度几乎不变的区域扩大；在叶轮内，叶片工作面附近的颗粒浓度要大于叶片背面的；随着粒径及浓度的增大旋流泵的效率会降低，随着粒径的增大泵的扬程会降低。

基于有限元分析软件ANSYS对一种具有特殊结构形式的离心泵压水室进行了模态计算分析,获得了无预应力和有预应力两种状态下压水室的前6阶固有频率和模态振型。分析结果表明：侧壁式压水室的各阶固有频率均远离主要激励频率,可有效避免共振的发生;压水室的变形主要发生在进口法兰端和扩散段,可相应增加两处的刚度以优化压水室的振动特性;有预应力状态下压水室的各阶固有频率较无预应力状态下出现约1%的增幅,2种状态下压水室的变形方式基本一致。分析结果为带有侧壁式压水室离心泵的安全运行和结构优化提供了一定的理论指导。

在11、12和15MPa射流压力下对环形自由水射流流场进行实验研究,以获得该射流场的能量特征与液滴尺寸分布规律。运用相位多普勒粒子测速（PDPA）技术对射流流场中的速度分布和液滴粒径分布进行测量,并对通过不同位置控制体的单个液滴行为进行了统计分析。研究表明：环形射流流束中心存在着较宽的高速区域,且射流能量沿着射流方向衰减缓慢;距离喷嘴的轴向距离越大,射流横断面上的速度与液滴粒径分布越平坦;射流压力对流束中心的轴向速度变化影响较大,对液滴粒径分布的影响不明显;射流流束中心区的湍流脉动较弱,但通过位于射流中心位置的控制体的液滴粒径谱较宽。