基于正交试验的核主泵导叶水力性能数值优化

发布时间：2017-07-14 16:21

  本文关键词：基于正交试验的核主泵导叶水力性能数值优化

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【摘要】：为提高核主泵整机水力性能,实现叶轮、导叶与环形压水室的最优匹配,以AP1000核主泵为研究对象,保持叶轮与蜗壳几何参数不变,选择导叶进口冲角、导叶包角和导叶出口角为正交试验方法的3个因素,并根据各因素的值确定取值范围。基于雷诺时均N-S方程、RNGk-ε湍流模型和SIMPLEC算法,应用CFD技术对核主泵进行了正交试验和数值优化。正交试验和因素显著性分析表明:额定工况下,优化后的模型泵较原模型泵扬程提高0.55m、效率提高0.66%;小流量工况下,优化后的杨程和效率提升更加明显;导叶包角和导叶出口角对泵水力性能的影响较为显著,导叶流道扩散程度决定了导叶流道的水力损失;导叶进口冲角、导叶出口角和导叶包角之间的相互作用对泵水力性能的影响不显著,可忽略。对导叶包角的研究表明,在小流量工况下,导叶包角与泵的效率呈正比,在大流量工况下,导叶包角与泵的效率呈反比。
【作者单位】： 兰州理工大学能源与动力工程学院;甘肃省流体机械及系统重点实验室;
【关键词】： 核主泵 正交试验 导叶 显著性分析 数值优化
【基金】：国家自然科学基金资助项目(51369015)
【分类号】：TM623;TL353.12
【正文快照】： 20世纪以来,核能发电作为一种高效、清洁的电力供给方式,其安全可靠性越来越高。核电系统中核反应堆冷却剂泵(简称核主泵)作为核反应堆的“心脏”,其作用不容忽视。核主泵主要由混流式叶轮、径向导叶、环形压水室等过流部件组成,导叶作为中间枢纽,一是用于引流,其次主要用于将

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本文编号：541798