雷明凱

(大連理工大學(xué),遼寧 大連 116024)

核主泵是驅(qū)動核島內(nèi)高溫高壓工作介質(zhì)循環(huán),將反應(yīng)堆芯核裂變的熱能傳遞給蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生蒸汽,推動汽輪機(jī)發(fā)電的裝備,也是核島內(nèi)唯一的連續(xù)高速旋轉(zhuǎn)的裝備。核主泵作為一回路承壓邊界的組成部分,要求在各種復(fù)雜工況下高效穩(wěn)定運(yùn)行,不發(fā)生非計劃停堆,工作介質(zhì)嚴(yán)格無外泄漏。在地震、火災(zāi)等瞬變?yōu)淖儤O端工況下,依靠自身慣性維持運(yùn)轉(zhuǎn),提供足夠流量的工作介質(zhì)帶走反應(yīng)堆芯余熱。以大型先進(jìn)壓水堆核電站AP1000的核主泵為例,設(shè)計工作壓力17 MPa,流量24 000 m3/h,揚(yáng)程100 m,溫度340℃,工作效率79%以上。目前,核主泵使役壽期設(shè)計為60年,并計劃延長至80年,對核主泵的高可靠性制造帶來新的極大挑戰(zhàn)。

近年來,我國在核主泵制造的基礎(chǔ)理論及相關(guān)技術(shù)研究方面已經(jīng)取得了突出進(jìn)展。在核主泵超長使役安全性分析與評價方面,針對軸密封式和屏蔽式兩種類型的核主泵,已由較為成熟的軸封式核主泵40年的安全使役時間,延長到新一代核主泵的60年,逐步建立與完善了核主泵系統(tǒng)的安全運(yùn)行評價體系及標(biāo)準(zhǔn)。在核主泵高效過流部件研制方面,在已有的常規(guī)泵研制基礎(chǔ)上,開始掌握宏微尺度全工況黏性流體三維流動特性分析技術(shù),以及動壓窄隙流體膜的流固熱多態(tài)耦合規(guī)律,建立的過流部件水力模型,積累了一定的實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù),保證了核主泵的高工作效率,研發(fā)出低于泄漏量下限的機(jī)械動密封組件、大直徑水潤滑軸承,以及大功率、小間隙、低阻力的屏蔽部件等關(guān)鍵組件。在滿足核環(huán)境使役要求的關(guān)鍵裝備極端制造技術(shù)方面,提出核主泵制造過程中材料相容性理論與改性措施,掌握了關(guān)鍵零部件表面高潔凈度和高完整性的加工制造技術(shù),逐步形成了核主泵加工制造工藝規(guī)范。我國系統(tǒng)開展的核主泵制造的相關(guān)基礎(chǔ)理論和技術(shù)研究,促進(jìn)了以 “高安全、高效率、長壽命、低成本”為特色的大功率核主泵的制造與推廣。

2008年,國家重點(diǎn)基礎(chǔ)研究發(fā)展 (973)計劃項(xiàng)目 “核主泵制造的關(guān)鍵科學(xué)問題”開始啟動,項(xiàng)目組在核主泵全工況超長使役安全評價理論、高放射性高溫高壓流體宏微流動規(guī)律及其流固熱強(qiáng)耦合作用機(jī)理,以及核主泵過流表/界面潔整化理論等三方面開展了系統(tǒng)的理論研究。本文綜述了項(xiàng)目組圍繞核主泵極端環(huán)境極端工況超長使役的性能形成與衰變規(guī)律、多流態(tài)液固熱強(qiáng)耦合條件下界面構(gòu)型及其自適應(yīng)規(guī)律,以及加工制造過程中零部件表面完整性的形成和表面污染去除規(guī)律的系統(tǒng)研究結(jié)果,代表性地介紹了核主泵與強(qiáng)關(guān)聯(lián)系統(tǒng)各要素間的交互作用,工況極端變化下特殊工質(zhì)在過流部件內(nèi)的作用規(guī)律,密封和軸承的靜態(tài)和動態(tài)特性分析,核主泵零部件表面污染產(chǎn)生及其對系統(tǒng)危害作用,加工制造過程中零部件高表面完整性及工藝規(guī)劃等典型研究結(jié)果,旨在為核主泵制造的關(guān)鍵技術(shù)創(chuàng)新與推廣應(yīng)用提供理論基礎(chǔ)和技術(shù)支撐。

1　核主泵全工況超長使役安全評價理論

核主泵運(yùn)行狀態(tài)的評價涉及力學(xué)、熱力學(xué)、材料學(xué)、核安全學(xué)等多個學(xué)科領(lǐng)域。核主泵的核心組件轉(zhuǎn)子既承受葉輪等水力部件變化的流體壓力,又受到推力軸承、惰轉(zhuǎn)飛輪、密封或屏蔽等間隙流動的非線性瞬態(tài)激勵,具有高度非穩(wěn)態(tài)和非線性響應(yīng)特征。當(dāng)核主泵發(fā)生失去外動力、卡軸或者軸密封泄漏等瞬態(tài)事故時,核主泵驅(qū)動特性與反應(yīng)堆芯釋熱之間的平衡遭到破壞,嚴(yán)重危及堆芯安全,甚至導(dǎo)致堆芯熔化。核主泵內(nèi)部零部件及其關(guān)聯(lián)系統(tǒng)的復(fù)雜性與高安全性,是造成核主泵制造困難的主要原因。核主泵安全性評估面臨的主要困難包括:核主泵與反應(yīng)堆芯、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主管道以及其他回路系統(tǒng)存在強(qiáng)關(guān)聯(lián),核主泵內(nèi)部轉(zhuǎn)子組件的葉輪與導(dǎo)葉、軸系、軸承、密封、屏蔽套間又存在強(qiáng)耦合作用;承受高輻射、強(qiáng)沖擊等內(nèi)部瞬變,以及地震、火災(zāi)等外部災(zāi)變載荷,必須適應(yīng)各種工況的不確定性;在超長使役壽期條件下,必須減緩核主泵材料老化與結(jié)構(gòu)功能退化。

研究核主泵與關(guān)聯(lián)系統(tǒng)的交互作用規(guī)律,基于動量與能量守恒理論,考慮核主泵轉(zhuǎn)動部件對流體作用、自身能量耗散影響,及核主泵與一回路系統(tǒng)交互作用,建立了核主泵與關(guān)聯(lián)系統(tǒng)耦合的熱工模型,核主泵啟動和惰轉(zhuǎn)流量模型[1-2]。分析核主泵在啟停、穩(wěn)態(tài)運(yùn)行階段的響應(yīng)特性及一回路系統(tǒng)特性,與惰轉(zhuǎn)流量、核主泵轉(zhuǎn)動慣量與惰轉(zhuǎn)流量的關(guān)系。核主泵啟動流量見式(1)[1]:

惰轉(zhuǎn)流量見式 (2)[1]:

圖1給出了一回路特性、核主泵轉(zhuǎn)動慣量與惰轉(zhuǎn)流量的關(guān)系曲線。分析了核主泵失效時堆芯的熱工響應(yīng)特性,并評估了核主泵轉(zhuǎn)動慣量的影響。在堆芯功率增加、主管道破裂、蒸汽管道破裂、熱阱喪失、蒸汽發(fā)生器二次側(cè)給水喪失、自動泄壓系統(tǒng)誤開等系統(tǒng)事故時核主泵的響應(yīng)特性,掌握了核主泵流量、溫度、壓力、空泡份額等熱工參數(shù)的變化規(guī)律?？朔嗽谝换芈逢P(guān)聯(lián)系統(tǒng)模型中直接確定核主泵流量、壓頭等參數(shù),以及在分析失流事故工況下燃料組件溫度響應(yīng)特性時,直接利用堆芯流量變化模型,忽略核主泵運(yùn)行模式對流量變化近似等存在的問題。

圖1　核主泵在工作介質(zhì)初始動能與轉(zhuǎn)動部件有效初始動能比β變化下的慣性流量下降曲線[1]Fig.1　Flow coastdown curves f or different relative magnitudesβ of initial kinetic energy of the loop coolant fluid and effective initial kinetic energy of the rotating parts through main coolant pump[1]

結(jié)合AP1000核主泵及其關(guān)聯(lián)系統(tǒng)驗(yàn)證核主泵與關(guān)聯(lián)系統(tǒng)安全分析模型的可靠性,采用無量綱分析方法與Ishii全系統(tǒng)?；碚?實(shí)驗(yàn)研究了核主泵斷電時惰轉(zhuǎn)流量隨時間的變化規(guī)律,并與AP1000設(shè)計惰轉(zhuǎn)流量和安全分析模型模擬結(jié)果進(jìn)行了比較。評估核主泵出入口的動態(tài)載荷規(guī)律,針對AP1000核主泵無支撐、懸吊式,僅進(jìn)出口與一回路連接的安裝結(jié)構(gòu)特點(diǎn),建立了核主泵與一回路和安全殼嵌套耦聯(lián)有限元模型,分析地震條件下核主泵接口處的位移時程、加速度時程、力和力矩響應(yīng)特性,以及安全停堆地震和運(yùn)行基準(zhǔn)地震下核主泵泵殼的應(yīng)力響應(yīng)特性。

核主泵轉(zhuǎn)子熱斷裂和熱疲勞失效的關(guān)鍵在于瞬態(tài)溫度下裂紋的疲勞擴(kuò)展。對于核主泵泵軸復(fù)雜結(jié)構(gòu)和復(fù)雜環(huán)境下的熱破壞,建立了基于Hamilton體系的裂紋斷裂力學(xué)模型,并提出了一種簡潔的辛奇異元數(shù)值方法,采用快速測定法獲得了核主泵泵軸材料的疲勞極限,建立了核主泵泵軸的機(jī)械—熱疲勞裂紋分析方法和安全評估方法,合理預(yù)測了核主泵轉(zhuǎn)子熱裂紋疲勞擴(kuò)展壽命。圖2給出了基于辛奇異元數(shù)值計算方法的熱疲勞裂紋剩余壽命評估結(jié)果。將時間變量只作為一個 “空間坐標(biāo)”,而將一空間坐標(biāo)模擬為 “時間坐標(biāo)”,在裂紋尖端處構(gòu)造圓形辛奇異元,而之外與有限元程序和軟件連接。辛奇異元可直接提供更加準(zhǔn)確的應(yīng)力強(qiáng)度因子,解決了傳統(tǒng)有限元方法在計算應(yīng)力強(qiáng)度因子時的計算路徑相關(guān)難題[3]。

利用核主泵泵軸在混合區(qū)的精細(xì)有限元模型,評估了混合區(qū)泵軸在機(jī)械—交變熱荷載作用下的疲勞壽命。包括扭矩、壓力、離心力等機(jī)械載荷,及冷熱水混合區(qū)的交變熱載荷。通過機(jī)械應(yīng)力分析、瞬態(tài)熱分析和熱應(yīng)力計算,證明熱應(yīng)力是其主要應(yīng)力,而機(jī)械應(yīng)力是次要應(yīng)力,機(jī)械應(yīng)力僅相當(dāng)于熱應(yīng)力的10%左右。單純的機(jī)械應(yīng)力無法對結(jié)構(gòu)造成疲勞破壞,單純的熱應(yīng)力疲勞裂紋分布呈現(xiàn)對稱形式,而機(jī)械—熱耦合疲勞分析結(jié)果與實(shí)際出現(xiàn)的裂紋分布更為相似[4]。采用紅外熱成像技術(shù)對核主泵泵軸進(jìn)行了疲勞極限快速測定,為核主泵泵軸的疲勞壽命預(yù)測與分析提供參數(shù)。在掌握核主泵與關(guān)聯(lián)系統(tǒng)的交互作用規(guī)律的基礎(chǔ)上,弄清了高放射性高溫高壓環(huán)境下核主泵性能衰變機(jī)理,建立了正常使役及瞬變?yōu)淖儤O端工況下系統(tǒng)及關(guān)鍵部件的安全分析方法。

圖2　基于辛奇異元數(shù)值計算方法的核主泵轉(zhuǎn)子熱疲勞裂紋剩余壽命評估Fig.2　Life assessment of thermal fatigue crack growth based on the numerical computational method of symplectic singular element of the rotor of main coolant pump

2　高放射性及高溫高壓流體宏微流動規(guī)律及其流固熱強(qiáng)耦合作用機(jī)理

核主泵的工作介質(zhì)流動呈宏微兩個尺度下的流動,其中泵殼、葉輪、導(dǎo)葉水力部件表面為宏尺度流動,密封、軸承和屏蔽間隙內(nèi)為微尺度流動。核主泵設(shè)計要求過流部件水力模型及密封、軸承和屏蔽套具有自適應(yīng)性,滿足高能量轉(zhuǎn)換效率和寬廣的運(yùn)行特性要求[5-6]。由于核主泵內(nèi)流動極其復(fù)雜,在較寬的壓力和溫度范圍內(nèi),大流量瞬變工況下,必須保證泵內(nèi)流場不出現(xiàn)汽蝕、大范圍回流和分離現(xiàn)象,以適應(yīng)在啟停、斷電、回路失水、基本運(yùn)行地震和安全停堆地震等極端工況的安全運(yùn)行。極端工況對微尺度工作介質(zhì)膜層抗失穩(wěn)擾動能力造成了極大困難,而且核島空間有限,核主泵追求單體大功率和大流量,但受到高效水力模型局限,又反過來給推力軸承、徑向滑動軸承,密封及屏蔽套等組件帶來更大的制造壓力。

針對核主泵全工況穩(wěn)定運(yùn)行與過流部件高效水力特性的矛盾,通過核主泵內(nèi)流動特性與水力部件構(gòu)型映射規(guī)律的研究,實(shí)現(xiàn)核主泵關(guān)鍵內(nèi)流特性的可控設(shè)計。在核主泵水力部件流場數(shù)值計算中,探討并確定采用清水介質(zhì)的可行性與準(zhǔn)確性,驗(yàn)證了核主泵立式布置下重力對核主泵水力性能的影響,研究了湍流模型、數(shù)值方法、網(wǎng)格類型,以及尺度、收斂判據(jù)等對核主泵水力特性計算結(jié)果的影響[7-8]。結(jié)合數(shù)字化試驗(yàn)平臺,開展系列比轉(zhuǎn)速泵的穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)外特性試驗(yàn),搭建了泵內(nèi)流場壓力測試平臺,實(shí)現(xiàn)泵內(nèi)壓力場的定點(diǎn)探測,利用三維PIV泵內(nèi)流場測試,直接觀測泵內(nèi)特定區(qū)域流體速度場。實(shí)測的穩(wěn)態(tài)外特性、瞬態(tài)外特性及泵內(nèi)流場的壓力圖譜、速度分布,都與數(shù)值計算結(jié)果總體相符[9-10]。

在開發(fā)的核主泵水力部件優(yōu)化設(shè)計平臺上,基于多學(xué)科優(yōu)化軟件Isight和計算流體力學(xué)軟件NUMECA的平臺,對試驗(yàn)設(shè)計、近似模型和優(yōu)化算法相結(jié)合的優(yōu)化策略進(jìn)行集成,并通過程序語言Python進(jìn)行界面開發(fā),構(gòu)建了適用于核主泵水力模型的自動優(yōu)化設(shè)計平臺。建立了反映設(shè)計變量與目標(biāo)函數(shù)之間關(guān)系的近似模型,研究核主泵葉輪幾何形狀及其與導(dǎo)葉入口距離之間的交互效應(yīng),采用多島遺傳算法進(jìn)行優(yōu)化,獲得了水力性能優(yōu)良的水力模型。經(jīng)過近似模型、優(yōu)化算法和CFD驗(yàn)證計算,預(yù)測值為0.893,CFD驗(yàn)證結(jié)果為0.873。圖3為基于近似模型的核主泵優(yōu)化設(shè)計葉輪靜壓分布對比圖。在設(shè)計工況下,壓力分布比較均勻,葉片壓力面壓力值明顯高于吸力面,流體流入葉輪前緣造成沖擊,并在吸力面?zhèn)犬a(chǎn)生低壓區(qū),原始模型的最低壓力為15.5 MPa,優(yōu)化后葉輪的最低壓力為15.9 MPa,汽蝕性能有所提高。葉型優(yōu)化后,葉輪葉片壓力側(cè)和吸力側(cè)的壓力均有所提高,原存在于原始葉輪吸力側(cè)尾緣的壓力波動完全消失,壓力側(cè)在尾緣處的壓力波動區(qū)域亦有所減小[11]。表明了核主泵集成優(yōu)化平臺的實(shí)用性,以及采用優(yōu)化策略進(jìn)行過流部件優(yōu)化設(shè)計具有的可行性和合理性。

針對具有高速、重載、窄間隙特點(diǎn)的大直徑推力軸承潤滑問題,利用基于極限剪切應(yīng)力模型的界面滑移參變量變分原理,開發(fā)了考慮界面滑移與空化效應(yīng)的推力軸承潤滑數(shù)值計算程序,分析在推力瓦和推力盤潤滑界面滑移時的流體動壓潤滑行為。推力軸承穩(wěn)定工作狀態(tài)下轉(zhuǎn)速為1485 r/min,液膜黏度為0.4061×10-3Pas。圖4給出了推力軸承推力瓦和推力盤表面不同極限剪切應(yīng)力對軸承承載能力影響曲線。隨著表面極限剪切應(yīng)力增加,軸承承載能力和功率損耗均逐步增加,最后趨近于潤滑界面無滑移情況的承載能力和功率損耗。液膜壓力分布的顯著變化是由于界面滑移集中發(fā)生在軸承的出水邊,導(dǎo)致流體動壓效應(yīng)明顯減少,液膜壓力顯著降低。

進(jìn)一步驗(yàn)證核主泵水力部件設(shè)計和數(shù)值計算方法,在核主泵水力部件優(yōu)化設(shè)計平臺上,針對CAP1000核主泵相關(guān)的水力參數(shù),根據(jù)葉輪—導(dǎo)葉最佳數(shù)目匹配準(zhǔn)則相應(yīng)選擇,統(tǒng)一造型葉輪和導(dǎo)葉軸面流道并使軸面平均速度近似線性分布,主動抑制軸向旋渦,基于軸面速度分析調(diào)整葉片安裝角,外特性試驗(yàn)表明縮尺實(shí)測水力效率超過80%。

圖3　優(yōu)化設(shè)計的核主泵葉輪靜壓分布對比結(jié)果[11]Fig.3　Comparison of pressure distribution on the impeller of main coolant pump after automatic optimization design[11]

圖4　推力瓦和推力盤表面不同極限剪切應(yīng)力對軸承承載能力影響Fig.4　Effects of the initial limiting shear stress on the thrust bearing behavior when a lubricated surface has a homogeneous slip property

3　核主泵過流表/界面潔整化理論

核主泵過流部件符合核環(huán)境使役要求的高表面潔凈度和表面完整性,即高的表面潔整性避免對工作介質(zhì)的理化性質(zhì)和流動特性產(chǎn)生有害影響。過流部件不僅要保證材料的物理、化學(xué)、力學(xué)性能,在零件加工、熱處理、裝配、儲運(yùn)等過程中,要求控制制造環(huán)境、刀具與工裝夾具、切削液和熱處理介質(zhì)等可能在零部件表面引起的鐵素體等黏附,F、Cl、Ni、Cr等雜質(zhì)或有害元素的擴(kuò)散和滲入等污染,保證加工表面的高潔整性。核主泵的葉輪與導(dǎo)葉、軸系、軸承、密封、屏蔽套等關(guān)鍵零件、部件和組件,不僅承受高動壓載荷,而且長期承受特殊工質(zhì)沖刷和腐蝕。核主泵關(guān)鍵零部件高的表面耐磨損抗腐蝕性能和表面加工制造精度決定了使役性能和壽命,對超精密加工和精密裝配的要求嚴(yán)格[12]。同時,以奧氏體不銹鋼、雙相鋼,以及超硬合金等難加工材料為代表的零部件,對提高加工制造精度和效率提出了很高的要求[13-14]。

針對核級不銹鋼表面鐵污染的檢測與評估要求,發(fā)展了不銹鋼表面潔整性的顯色檢測定量評價方法,弄清了表面雜質(zhì)元素產(chǎn)生及遷移規(guī)律,確定了檢測溶液、反應(yīng)時間、色卡選取等測試參數(shù)的影響,開發(fā)出高靈敏度和穩(wěn)定性的測試溶液。圖5給出了基于鄰菲羅啉滲透顯色的高靈敏度無損檢測評價結(jié)果。根據(jù)鄰菲羅啉測試溶液與不銹鋼表面鐵污染發(fā)生顯色反應(yīng)呈紅色的特點(diǎn),提出通過顏色測量來表征不銹鋼表面鐵污染的方法,與核電不銹鋼制造標(biāo)準(zhǔn)推薦的藍(lán)點(diǎn)法比較,檢測靈敏度和溶液穩(wěn)定性等方面均優(yōu)于藍(lán)點(diǎn)溶液,避免了潛在的環(huán)境危害,降低了測試溶液對不銹鋼表面質(zhì)量的破壞[15]。奧氏體不銹鋼磨削、壓力加工過程中存在表面的鐵污染,磨削加工中鐵污染較少,其他條件下鐵污染轉(zhuǎn)移量相對較多,且存在較大的隨機(jī)性。研究不同加工狀態(tài)以及核主泵工作介質(zhì)、大氣和模擬海洋環(huán)境因素對鐵污染檢測效果的影響,分析環(huán)境介質(zhì)和不同成分與組織的鋼種下鐵污染轉(zhuǎn)移的差異。檢測值隨表面鐵污染量的增加而增大,證明了在已經(jīng)受到大量鐵污染后,不論是硼酸溶液、大氣和NaCl溶液等環(huán)境中,鐵污染經(jīng)長時間放置后仍大量存在。

各類不銹鋼具有良好的耐蝕性,但在承受高動壓載荷和長期的沖刷和腐蝕作用下磨損腐蝕嚴(yán)重。離子注滲和離子束沖擊表面強(qiáng)化技術(shù)處理不銹鋼零部件,通過微觀組織結(jié)構(gòu)分析、性能評定及工藝優(yōu)化,發(fā)展了核主泵關(guān)鍵零部件的材料表面改性新方法[16-17]。揭示加工制造過程中零部件高表面完整性的形成機(jī)理和表面污染去除機(jī)理,建立了零部件加工制造表面潔凈度和表面完整性一體化的評價體系,并提出了嚴(yán)格的工藝控制策略和有效的表面改性方法。

圖5　基于鄰菲羅啉滲透顯色的高靈敏度評價技術(shù),實(shí)現(xiàn)AISI 304奧氏體不銹鋼零件表面磨削加工微量鐵污染的滲透顯色檢測結(jié)果Fig.5　PT NDE technique based on phenanthroline penetrantf or evaluating surface ferritic contamination on austenitic stainless steel components:(a)chromogenic complex reaction on contaminated surface;(b)chromaticity in RGB mode of low sensitivity;(c)chromaticity in LAB mode of high sensitivity,respectively

4　核主泵系統(tǒng)的性能仿真

大功率核主泵具有的軸密封式和屏蔽式兩種類型結(jié)構(gòu)的分析與數(shù)字樣機(jī)建模,依據(jù)核主泵轉(zhuǎn)子不同的支撐形式與動力學(xué)特點(diǎn),歸納電機(jī)軸段與葉輪軸段各徑向支撐沿轉(zhuǎn)子軸向的分布比例,分析轉(zhuǎn)子各相關(guān)部件的質(zhì)量和轉(zhuǎn)動慣量分布規(guī)律,基于動力學(xué)性能設(shè)計,提供結(jié)構(gòu)形式、支撐模式、剛度分布、質(zhì)量布局等方面的工程參考。參考服役過程核主泵出現(xiàn)的振動特征,確定了核主泵流量、啟動與穩(wěn)態(tài)運(yùn)行階段工作介質(zhì)溫度變化、多臺泵的先后啟動順序等對核主泵振動水平的影響。針對間隙旋流對轉(zhuǎn)子動態(tài)性能影響,研究間隙環(huán)流以干轉(zhuǎn)子振型模態(tài)和固有頻率,保證核主泵轉(zhuǎn)子的可靠與穩(wěn)定運(yùn)行,對不同間隙比條件下的環(huán)流約束轉(zhuǎn)子的穩(wěn)態(tài)與動態(tài)性能進(jìn)行了理論建模與實(shí)驗(yàn)研究[18]。采用三維造型軟件UG建立了AP1000核主泵全部結(jié)構(gòu)件的數(shù)字化模型庫,利用3DMax軟件完成了屏蔽式核主泵的虛擬裝配過程,形成了AP1000屏蔽式核主泵的數(shù)字樣機(jī)。針對AP1000屏蔽式核主泵電機(jī)定子繞組溫度場計算,從電機(jī)生熱以及散熱的角度建立了電機(jī)屏蔽渦流損耗與轉(zhuǎn)子水力摩擦損耗的分析模型,從系統(tǒng)散熱角度,研究了小間隙旋流邊界層高速剪切對核主泵電機(jī)散熱的影響。首先屏蔽套厚度、屏蔽套材料電阻率、電機(jī)轉(zhuǎn)差率是影響屏蔽電機(jī)電磁損耗的主要參數(shù),對屏蔽電機(jī)電磁場與溫度場進(jìn)行了建模,定子繞組的溫升最高;其次分別為定子屏蔽套、定子鐵心、轉(zhuǎn)子籠條、轉(zhuǎn)子屏蔽套、轉(zhuǎn)子鐵心,說明屏蔽電機(jī)中定子換熱是主要問題,有別于普通電機(jī)中轉(zhuǎn)子換熱占主導(dǎo)的情況[19]。

5　總結(jié)與展望

國家重點(diǎn)基礎(chǔ)研究發(fā)展計劃項(xiàng)目 “核主泵制造的關(guān)鍵科學(xué)問題”研究過程中,與國家重大專項(xiàng) “大型先進(jìn)壓水堆核電站”的核主泵設(shè)計和承制企業(yè)緊密合作,面向大型先進(jìn)壓水堆核電站建設(shè)的國家重大需求,牢牢把握核主泵國產(chǎn)化和自主化進(jìn)程中亟待解決的重大基礎(chǔ)科學(xué)問題。不僅強(qiáng)化項(xiàng)目研究的方向和目標(biāo),自主建立我國核電裝備制造的理論體系,掌握設(shè)計方法和加工制造原理;而且面臨研究工作的緊迫性,不負(fù)重任和使命,為我國獨(dú)立發(fā)展核主泵制造技術(shù)和產(chǎn)業(yè)提供理論基礎(chǔ)、創(chuàng)造技術(shù)條件。經(jīng)過近十年核主泵制造的諸多科學(xué)問題研究,鍛煉了隊(duì)伍,積累了經(jīng)驗(yàn),對國家重大需求已作出了實(shí)質(zhì)性的貢獻(xiàn)。但是,從核電裝備制造理論基礎(chǔ)和技術(shù)研發(fā)整體發(fā)展看,國家重大工程對基礎(chǔ)科學(xué)問題研究的迫切要求不斷提高,亟待建立完備的大型核電裝備制造理論體系。以大功率屏蔽電機(jī)核主泵的自主化設(shè)計和可靠制造的總體目標(biāo)為例,進(jìn)一步深入精細(xì)研究推力軸承、惰轉(zhuǎn)飛輪、動壓密封、屏蔽結(jié)構(gòu)等關(guān)鍵零部件的設(shè)計方法與制造工藝,實(shí)現(xiàn)技術(shù)原理和工藝方法的全面突破,確保實(shí)現(xiàn)核主泵的 “中國創(chuàng)造”。

核主泵制造的關(guān)鍵科學(xué)問題涉及機(jī)械、材料、動力、力學(xué)、核工程等多學(xué)科領(lǐng)域,迄今已經(jīng)形成的一支核電裝備研究創(chuàng)新團(tuán)隊(duì),應(yīng)發(fā)揮相關(guān)學(xué)科的研究優(yōu)勢,尚需有效融合構(gòu)成系統(tǒng)集成,加強(qiáng)研究工作相互間的支撐,增強(qiáng)學(xué)術(shù)的密切聯(lián)系,協(xié)同合作、優(yōu)勢互補(bǔ),通過產(chǎn)學(xué)研相結(jié)合的方式提升我國核主泵的自主創(chuàng)新能力,發(fā)揮理論和實(shí)踐相結(jié)合的特色,滿足核主泵等復(fù)雜、綜合裝備制造的需求。

致謝:本文的研究結(jié)果由國家重點(diǎn)基礎(chǔ)研究發(fā)展計劃項(xiàng)目 “核主泵制造的關(guān)鍵科學(xué)問題”(2009CB724300)項(xiàng)目組成員分別合作完成,感謝全體成員的出色工作和貢獻(xiàn)。

參考文獻(xiàn):

[1]GAO H,GAO F,ZHAO X C,et al.Transient flow analysis in reactor coolant pump systems during flow coastdown period.Nuclear Engineering and Design,2011,241:509-514.

[2]GAO H,GAO F,ZHAO X C,et al.Analysis of reactor coolant pump transient performance in primary coolant system during start-up period.Annals of Nuclear Energy,2013,54:202-208.

[3]ZHOU Z-h,XU X-s,LEUNG A Y-t,et al.Transient thermal stress intensity factors for Mode I edge-cracks.Nuclear Engineering and Design,2011,241:3613-3623.

[4]劉松,李姿琳,關(guān)振群.核主泵主軸機(jī)械—熱耦合疲勞分析 [J].中國核電,2013,6(1):22-27.

[5]王玉明,劉偉,劉瑩.非接觸式機(jī)械密封基礎(chǔ)研究現(xiàn)狀與展望.液壓氣動與密封,2011,31(2):29-33.

[6]歐陽武,袁小陽,楊培基,等.轉(zhuǎn)子軸承系統(tǒng)振動響應(yīng)譜的仿真研究.應(yīng)用力學(xué)學(xué)報,2012,29(3):325-329.

[7]李穎,周文霞,張繼革,等.核反應(yīng)堆冷卻劑循環(huán)泵全流道三維數(shù)值模擬及性能評估.原子能科學(xué)技術(shù),2009,43(10):888-902.

[8]WANG P F,RUAN X D,ZHOU J,et al.Medial axis transform method for shape design of hub and shroud contours of impellers.Journal of Fluids Engineering-Transactions of ASME,2011,133(3):034502/1-4.

[9]謝蓉,單玉嬌,王曉放.混流泵葉輪流動性能數(shù)值模擬和葉型優(yōu)化設(shè)計.排灌機(jī)械工程學(xué)報,2010,28(4):295-299.

[10]周方明,王曉放,徐勝利,等.錯列導(dǎo)葉對反應(yīng)堆冷卻劑泵水力性能的影響.風(fēng)機(jī)技術(shù),2017,59(1):7-17.

[11]謝蓉,郝首婷,金偉楠,等.基于近似模型核主泵模型泵水力模型優(yōu)化設(shè)計.工程熱物理學(xué)報,2016,37(7):1427-1431.

[12]MA G Y,WU D J,GUO D M.Segregation characteristics of pulsed laser welding joint of thin Hastelloy C-276.Metallurgical and Materials Transactions A,2011,42A(13):3853-3857.

[13]霍鳳偉,郭東明,馮光,等.核主泵用斜波紋面型密封環(huán)超精密磨削方法.機(jī)械工程學(xué)報,2013,49(5):154-160.

[14]姚嵩,胡于進(jìn),王學(xué)林.工件幾何模型對不銹鋼切削力數(shù)值計算影響研究.中國機(jī)械工程,2011,22(12):1392-1398.

[15]宋冠宇,趙杰,程從前,等.核電用奧氏體不銹鋼表面鐵素體污染的影響及對策.腐蝕與防護(hù),2011,36:193-197.

[16]ZHU X P,ZHANG F G,TANG Y,et al.Dynamic response of metals under high-intensity pulsed ion beam irradiation f or surface modification.Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B,2012,272:454-457.

[17]WANG K S,CHE H L,LEI M K.Corrosion-fatigue properties of plasma-based low-energy nitrogen ion i mplanted AISI 304L austenitic stainless steel in borate buffer solution.Surface and Coatings Technology,2016,288:30-35.

[18]成德,薛亞波,沈洪,等.屏蔽式電動泵內(nèi)部流場的分析與可視化.核科學(xué)與工程,2013,33(4):398-403.

[19]CHEN D,XUE Y-b,SHEN H,et al.Nu merical study on seismic response of the reactor coolant pu mp in advanced passive pressurized water reactor,Nuclear Engineering and Design,2014,278:39-49.