铅铋冷却快堆主循环泵优化设计与可靠性分析

发布时间：2020-03-28 19:46

【摘要】：随着2002年核能国际论坛确定了第四代核反应堆发展目标,快中子反应堆成为世界上先进核能系统的首选堆型,代表了第四代核能系统的发展方向。其中铅冷快堆(LFR)选用纯Pb/LBE作为冷却剂,铅合金的天然特性和LFR的结构设计相结合,系统最简单,设备数量最少,构成了LFR固有的安全特性,目前世界各国都在积极推进该堆型的研究发展。本文主要工作是以第四代铅冷快堆(LFR)中的主循环泵为研究对象,以国内CLEAR-I铅铋冷快堆中预研装置对主循环泵的参数要求为设计依据,对铅铋冷快堆主循环泵进行设计研究。1.由于目前LFR还处于概念设计和试验堆的研发阶段,关于LFR的公开资料主要为综述性文献,商业化技术相关文献几乎为空白,而关于LFR主循环泵的研究文献更少之又少,LFR主循环泵并没有一个成熟的设计方案,本文的第一、二章主要对LFR堆型的结构特点和主循环泵的潜在设计方案进行研究。首先从Pb/LBE的各种天然特性及其作为冷却剂可能遇到的技术问题等着手分析,然后依次对多种LFR堆型的结构特点、反应堆各组件的布置方式和一回路冷却循环系统的设计方案进行研究逐步深入,得出LFR堆型对主循环泵的基本设计要求,明确了主循环泵的选型方向,最后确定了对称型双出口蜗壳式结构和空间导叶式结构两种主循环泵的潜在设计方案作为本文的研究对象。2.根据LFR快堆对主循环泵的设计要求,分别对双出口蜗壳式和空间导叶式两种结构形式的主循环泵在正常运行工况和事故运行工况的水力特性进行多方面对比分析。综合主循环泵可能出现的各种运行工况后发现,双出口蜗壳式主循环泵在正常水泵工况的水力性能略优,但空间导叶式主循环泵应对事故工况的能力以及长期运行的可靠性方面存在很明显的优势。最终确定空间导叶式结构作为CLEAR-I快堆主循环泵的设计方案。3.为了使主循环泵拥有更好的水力性能和应对突发事故的能力,在本文的第三章将多学科优化技术应用于主循环泵的设计。提出一种主循环泵参数化设计的多目标优化方法,将叶轮和导叶的几何结构参数化,以主循环泵的子午面和径向面的13个几何参数为设计变量,以主泵的惰转性能和水力性能为响应目标,在ISIGHT平台集成CFturbo、PumpLinx、Matlab和Flowmaster等软件,将所有设计流程组织到一个统一、有机和逻辑的框架中,各软件自动运行,并自动重启设计流程,从而实现整个设计流程全自动化计算。并对影响主循环泵水力性能和各惰转性能指标的输入变量(几何参数)及各输入变量之间的高阶耦合作用所带来的不确定性进行分析。4.针对主循环泵的优化在采样寻优过程中的样本点的非连续性而无法求得整个计算空间的最优解问题,基于最优拉丁超立方试验设计来有效的填满整个约束空间以构建约束空间的响应网络,然后以采样点作为训练集构建连续型近似数学模型。选择响应面法(RSM)和BP神经网络两种成熟的数学模型来构建输入变量与响应目标之间数学关系,然后基于Muti-objective Particle Swarm和NSGA-II算法在约束空间内完成迭代寻优。最终获得扬程满足要求、效率高、惰转性能优和结构可靠的优秀水力模型。5.基于双向流固耦合技术对主循环泵的安全启动特性进行探索。首先,基于力矩平衡关系和能量守恒原理,对初始启动转矩、启动过程中的实时转速和总启动时间的关系进行理论推导,得到启动过程中主循环泵的瞬时转速数学模型。然后,对不同启动工况下转子结构的瞬变载荷特性进行分析,主要包括启动过程中泵扬程和水阻力矩的变化规律,转子部件所受瞬态径向载荷和轴向载荷的变化规律,叶轮叶片压力载荷分布随时间变化的规律,叶轮应力分布及动应力转移的规律。6.针对主循环泵的高温水力性能试验验证问题,设计了泵运行温度高于300℃的高温试验台,并给出了详细的试验设计方案,解决了高温工况下的压力测量和流量测量等问题,完成了主循环泵的高温水力性能试验。
【图文】：

图 1.1 2018 年全球核电在运机组 根据第三阶段规划，先进的反应堆技术，严重事故的预防和减少等技术。方成熟的技术，在反应堆设计建造以及为了摆脱西方技术的壁垒，，2012 年 10 月指出，中国将加大对核电技术创新的投备的技术水平。在国家政策推动下，相示范先进反应堆的项目，包括用于商业的第四代核反应堆。从该计划可以看出核电发展的主流。目前，最具前景的第四铅冷快堆（LFR）、熔盐堆（MSR）、超和超高温气冷堆（VHTR）。其中，超临4.3%13.2%

图 1.3 CLEAR-I 铅冷快堆主体构造图本文的研究对象为铅铋冷却快堆一回路主循环泵。主循环泵是铅冷快堆路冷却系统的唯一驱动部件，属于核 I 级设备，其主要功能是：（1）在反启动、正常运行期间驱动主回路内液态重金属冷却介质以一定的流量循环，及时带走堆芯内产生的热量，确保反应堆的正常运行；（2）事故工况下停堆时依靠自身的惯性力在一定时间内（紧急停堆到反应堆预热排出系统的时间）提供给主回路一定的冷却剂流量，防止堆芯热量过高而导致熔堆。一回路主循环泵作为反应堆的最核心设备之一，由于其技术保密性高，关于铅冷却快堆主循环泵的相关文献和报道都比较少。铅冷却快堆主循环关技术未来一定会受到国外的封锁，而且越是先进的堆型关键设备，从国得的技术资料越少，技术封锁的年限越长。为实现我国第四代核电的发展尽早开展对第四代铅铋冷却反应堆主循环泵的研制工作。本文关于铅冷快循环泵的相关研究，将会对我国四代铅基堆核电项目的发展有一定的引导
【学位授予单位】：江苏大学
【学位级别】：博士
【学位授予年份】：2019
【分类号】：TL433


本文编号：2604829