一种核主泵用准球形泵体的水力设计方法技术

本发明专利技术涉及一种核主泵用准球形泵体的水力设计方法。它给出了泵体的主要几何参数的设计公式，包括泵体估算基圆直径D4、泵体基圆直径D5、泵体的进口宽度b5、泵体的估算过流断面面积F3、泵体的过流截面面积F、泵体过流截面的平均速度v、泵体的估算最大外径D8、泵体的最大外径D9、泵体的断面宽度L2、泵体的进流位置L3、泵体出口收缩段的进口直径D6、泵体出口收缩段的出口直径D7、泵体出口收缩段的长度L和锥度f、泵体出口收缩段的收缩角、泵体进口段的扩散角θ、泵体进口段的进口直径D0等。采用本发明专利技术设计能提高核主泵运行的可靠性和稳定性，延长使用寿命和维修周期，降低核电站核事故发生的可能性。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术设及一种核主累的主要过流部件的设计方法，特别设及一种核主累累体的 设计方法。
技术介绍
核电用累要求长期无故障运转，对可靠性和安全性要求极为严格。许多情况下还 要求在紧急情况下可W保证安全停车。由于放射性液体泄漏对环境和人身构成潜在的威 胁，所W必须要保证运些累没有泄漏或泄漏在可控制的范围之内，在结构设计上将其整体 的装在一个容器里，运样也造成核电用累成本高。 核电用累是核承压设备，应遵守相应的核电规范。按规范核设备分=个等级。对 核一级设备定义是，它的损坏会导致一回路冷却剂的漏失超过反应堆正常补水能力，或会 阻碍反应堆的顺利停堆和冷却。对核二级设备的定义是，核一级W外的输送反应堆冷却剂 的承压设备。核=级设备是指，其他重要安全设备，及其损坏不会引起直接放射性的后果的 设备。现有核电站主要有两大类，压水反应堆电站和沸水反应堆电站。 在压水堆核电站反应堆冷却剂系统中，核主累是唯一的高速旋转设备，也是一回 路重要的压力边界设备。在核电站一回路中，核主累用于驱动冷却剂在反应堆冷却系统系 统内循环流动，连续不断地把堆忍中产生的热量传递给蒸汽发生器，使反应堆的溫度维持 在一定范围内，防止因堆忍溫度过高而引发的一系列核事故的发生，确保核电站能长期、稳 定、正常的工作。核主累的主要过流部件包括累体、叶轮和导叶，叶轮主要起能量传递作用， 将轴的机械能转化为冷却剂的动能和压力能，推动冷却剂在一回路系统中循环运动。导叶 主要起收集从叶轮流出的冷却剂，W及将冷却剂部分的速度能转化为压力能，减小能量损 失。累体的作用一方面是是安全保护作用，防止高溫高压的冷却剂从累内流出，另一方面的 作用是收集从导叶出口流出的冷却剂，并将部分速度能转化为压力能。由此可见，累体对核 主累至关重要，设计出水力性能优异的累体对核主累的效率的提高，发电成本的节省，W及 核电站的安全等方面有重要意义。 目前累体主要是螺旋形结构为主，累体的设计方法也大都是针对运种螺旋形结构 的累体而言的。而由于核主累在高溫高压的环境下工作，从而要求核主累累体具有足够的 安全保护作用，即对核主累累体的耐高压和耐高溫性能有要求较高，而用普通方法设计的 螺旋形结构的累体往往不能很好的满足核主累耐高溫和耐高压的需要，因此提出一种新的 具有足够安全保护作用，且耐高溫和耐高压累体结构设计方法非常有必要。核主累的功率 很大，为了减小能量损失，节约发电成本，应该尽可能的提高核主累的效率，因此，设计出具 有更高水力效率的核主累累体，对提高核主累的整体效率、节约能源有重要意义。 专利号为201310425662. 9号的中国专利技术专利中公开了一种"一种核主累累体 的设计方法"。其阐明了累体设计的基本思想，但运种设计方法只给出了蜗室的过流截面 面积F、出口扩散角、蜗室入流位置、蜗室截面形状、累盖进口收缩角等参数的具体设计方 法，其他参数还是依赖工程技术人员的经验，没有给出系统的、精确的设计方法。专利号为 201310749288. 8号的中国专利技术专利公开了一种"一种核主累累体的设计方法"，在该专利技术 专利中，专利技术人给出了核主累累体的出口直径和出口面积的设计方法，此设计方法还给出 了出口扩散角的设计范围。但是此专利同样并没有给出其他具体参数的设计。专利号为 201410441733. 9号的中国专利技术专利公开了一种"基于径向力多工况核电用累环形累壳水力 设计方法"，专利技术人在该专利中利用叶轮中屯、线与环形压出室中屯、线偏屯、产生的压差平衡 消除由环形压出室本身结构引起的绝大部分径向力，同时满足多个工况点的运行要求，对 累壳的结构参数进行了水力设计，实现累运行条件下径向力最小，保证机组稳定运行，延长 使用寿命，同样此专利并没有给出其他具体参数的设计。 针对上述存在的缺陷，本专利技术人专利技术了 "一种核主累用准球形累体的水力设计方 法"，不仅给出了核主累用准球形累体的不同结构参数的精确设计方法，还增强了核主累的 承压安全性能，也提高了运行的可靠性和稳定性，延长了使用寿命和维修周期，同时使核主 累工作更加稳定，能够降低核电站核事故发生的可能性。 专利技术目的 核主累有其独特的工况条件，流量大，介质为高溫高压的。但是高溫高压与常溫常 压工况相比，只是改变了工质的物性参数，对累的扬程不会产生变化，累的效率略有提高。 利用传统的速度系数图表设计特殊核主累过流部件是可行的，但是考虑核主累的安全性能 要求，需要更进一步的设计。故为了解决上述问题，本专利技术提供了不同于传统的速度系数法 的一种核主累累体的设计方法。通过控制累体截面的过流面积、累进出口面积等参数来达 到提高核主累运行的可靠性和增强累体的安全保护作用，同时使核主累工作更加稳定，能 够降低核电站核事故发生的可能性。
技术实现思路
为了解决上述问题，本专利技术提供了一种核主累用准球形累体的水力设计方法。通 过改善累体的几个重要参数的设计方法，适应高溫高压大流量的流动情况，提高核主累用 准球形累体的安全性能和稳定性能。 实现上述目的所采用的技术方案是： (1)核主累用准球形累体的基圆直径Ds式中： 〇4-核主累用准球形累体的估算基圆直径，米；n,-核主累的比转速； 核主累导叶的出口直径，米；[001引Ds-核主累用准球形累体的基圆直径，米； Q-核主累的设计流量，米^秒； H-核主累的设计扬程，米； Z-核主累导叶的叶片数，米； (2)核主累用准球形累体的进口宽度bs(3)式中： bs-核主累用准球形累体的进口宽度，米； b4-核主累导叶的出口宽度，米；[002引 H-核主累的设计扬程，米； Ds-核主累用准球形累体的基圆直径，米； a -核主累导叶的出口安放角，度； (3)核主累用准球形累体的过流截面面积F(4) (6)式中：Fs-核主累用准球形累体的过流截面的估算面积，米2; H-核主累的设计扬程，米；[00測 Q-核主累的设计流量，米^秒；V-核主累用准球形累体的过流截面的平均速度，米/秒；F-核主累用准球形累体的过流截面的面积，米2;n,-核主累的比转速； Z-核主累导叶的叶片数，米；(4)核主累用准球形累体的最大外径化式中：Ds-核主累用准球形累体估算最大外径，米； F-核主累用准球形累体的过流截面的面积，米2;明-核主累用准球形累体的最大外径，米；Hs-核主累的比转速； H-核主累的设计扬程，米；Z-核主累导叶的叶片数，米； 累壳的典型截面设计矩形或者是类似圆形，都会大大优化流场，并且两者区别不 大。 (5)核主累用准球形累体的断面宽度Lz(9)式中：Lz-核主累用准球形累体的断面宽度，米；[00则 Q-核主累的设计流量，米^秒；Dg-核主累用准球形累体的最大外径，米 (6)核主累用准球形累体的进流位置Ls(10)式中：Ls-核主累用准球形累体的进流位置，米；Lz-核主累用准球形累体的断面宽度，米；Hs-核主累的比转速； 如果叶轮型式是离屯、式或者是偏向于离屯、式的混流式，那么采用累体入口位于截 面的中屯、，液体径向流入的布置会大大优化累体的流场如果叶轮型式是轴流式或者是偏向 于轴流的混流式，那么采用累体入口位于截面的一侧，流体与轴成一定角度的方式流入累 体的布置会大大的优化累体的流场。 (7)核主当前第1页1 2 本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种核主泵用准球形泵体的水力设计方法，提供泵体的主要几何参数，包括核主泵用准球形泵体的进流位置L3、核主泵用准球形泵体的断面宽度L2、核主泵用准球形泵体的过流截面面积F、核主泵用准球形泵体的估算最大外径D8、核主泵用准球形泵体的最大外径D9、核主泵用准球形泵体的估算过流断面面积F3、核主泵用准球形泵体过流截面的平均速度v、核主泵用准球形泵体估算基圆直径D4、核主泵用准球形泵体基圆直径D5、核主泵用准球形泵体的进口宽度b5、核主泵用准球形泵体出口收缩段的长度L和锥度f、核主泵用准球形泵体出口收缩段的收缩角核主泵用准球形泵体出口收缩段的出口直径D7、核主泵用准球形泵体出口收缩段的进口直径D6、核主泵用准球形泵体进口段的扩散角θ、泵体进口段的进口直径D0等，其特征在于：L3=(-0.0001573ns2+1.198ns-22.51ns+39.72)L22---(1)]]>L2=(0.4863e8.543×10-6×Q-148.6e-0.0004585×Q)×D9---(2)]]>F＝(0.065ln ns+0.785)F3   (3)式中：L3‑核主泵用准球形泵体的进流位置，米；ns‑核主泵的比转速；L2‑核主泵用准球形泵体的断面宽度，米；Q‑核主泵的流量，米3/秒；D9‑核主泵用准球形泵体的最大外径，米；F‑核主泵用准球形泵体的过流截面面积，米2；F3‑核主泵用准球形泵体的估算过流截面面积，米2。...

【技术特征摘要】

【专利技术属性】
技术研发人员：付强，刘刚，朱荣生，张本营，李梦圆，
申请(专利权)人：江苏大学，
类型：发明
国别省市：江苏;32