雷明凱

(大連理工大學,遼寧 大連 116024)

核主泵是驅動核島內(nèi)高溫高壓工作介質(zhì)循環(huán),將反應堆芯核裂變的熱能傳遞給蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生蒸汽,推動汽輪機發(fā)電的裝備,也是核島內(nèi)唯一的連續(xù)高速旋轉的裝備。核主泵作為一回路承壓邊界的組成部分,要求在各種復雜工況下高效穩(wěn)定運行,不發(fā)生非計劃停堆,工作介質(zhì)嚴格無外泄漏。在地震、火災等瞬變?yōu)淖儤O端工況下,依靠自身慣性維持運轉,提供足夠流量的工作介質(zhì)帶走反應堆芯余熱。以大型先進壓水堆核電站AP1000的核主泵為例,設計工作壓力17 MPa,流量24 000 m3/h,揚程100 m,溫度340℃,工作效率79%以上。目前,核主泵使役壽期設計為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理論及相關技術研究方面已經(jīng)取得了突出進展。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)的安全運行評價體系及標準。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,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,積累了一定的實驗數(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鍵組件。在滿足核環(huán)境使役要求的關鍵裝備極端制造技術方面,提出核主泵制造過程中材料相容性理論與改性措施,掌握了關鍵零部件表面高潔凈度和高完整性的加工制造技術,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基礎理論和技術研究,促進了以 “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,國家重點基礎研究發(fā)展 (973)計劃項目 “核主泵制造的關鍵科學問題”開始啟動,項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)律及其流固熱強耦合作用機理,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)液固熱強耦合條件下界面構型及其自適應規(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)研究結果,代表性地介紹了核主泵與強關聯(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)劃等典型研究結果,旨在為核主泵制造的關鍵技術創(chuàng)新與推廣應用提供理論基礎和技術支撐。

1　核主泵全工況超長使役安全評價理論

核主泵運行狀態(tài)的評價涉及力學、熱力學、材料學、核安全學等多個學科領域。核主泵的核心組件轉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)和非線性響應特征。當核主泵發(fā)生失去外動力、卡軸或者軸密封泄漏等瞬態(tài)事故時,核主泵驅動特性與反應堆芯釋熱之間的平衡遭到破壞,嚴重危及堆芯安全,甚至導致堆芯熔化。核主泵內(nèi)部零部件及其關聯(lián)系統(tǒng)的復雜性與高安全性,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)存在強關聯(lián),核主泵內(nèi)部轉子組件的葉輪與導葉、軸系、軸承、密封、屏蔽套間又存在強耦合作用;承受高輻射、強沖擊等內(nèi)部瞬變,以及地震、火災等外部災變載荷,必須適應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構功能退化。

研究核主泵與關聯(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,建立了核主泵與關聯(lián)系統(tǒng)耦合的熱工模型,核主泵啟動和惰轉流量模型[1-2]。分析核主泵在啟停、穩(wěn)態(tài)運行階段的響應特性及一回路系統(tǒng)特性,與惰轉流量、核主泵轉動慣量與惰轉流量的關系。核主泵啟動流量見式(1)[1]:

惰轉流量見式 (2)[1]:

圖1給出了一回路特性、核主泵轉動慣量與惰轉流量的關系曲線。分析了核主泵失效時堆芯的熱工響應特性,并評估了核主泵轉動慣量的影響。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特性時,直接利用堆芯流量變化模型,忽略核主泵運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]

結合AP1000核主泵及其關聯(lián)系統(tǒng)驗證核主泵與關聯(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)模化理論,實驗研究了核主泵斷電時惰轉流量隨時間的變化規(guī)律,并與AP1000設計惰轉流量和安全分析模型模擬結果進行了比較。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,僅進出口與一回路連接的安裝結構特點,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、力和力矩響應特性,以及安全停堆地震和運行基準地震下核主泵泵殼的應力響應特性。

核主泵轉子熱斷裂和熱疲勞失效的關鍵在于瞬態(tài)溫度下裂紋的疲勞擴展。對于核主泵泵軸復雜結構和復雜環(huán)境下的熱破壞,建立了基于Hamilton體系的裂紋斷裂力學模型,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械—熱疲勞裂紋分析方法和安全評估方法,合理預測了核主泵轉子熱裂紋疲勞擴展壽命。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果。將時間變量只作為一個 “空間坐標”,而將一空間坐標模擬為 “時間坐標”,在裂紋尖端處構造圓形辛奇異元,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確的應力強度因子,解決了傳統(tǒng)有限元方法在計算應力強度因子時的計算路徑相關難題[3]。

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

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性,滿足高能量轉換效率和寬廣的運行特性要求[5-6]。由于核主泵內(nèi)流動極其復雜,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,以適應在啟停、斷電、回路失水、基本運行地震和安全停堆地震等極端工況的安全運行。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型映射規(guī)律的研究,實現(xiàn)核主泵關鍵內(nèi)流特性的可控設計。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)的可行性與準確性,驗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果的影響[7-8]。結合數(shù)字化試驗平臺,開展系列比轉速泵的穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)外特性試驗,搭建了泵內(nèi)流場壓力測試平臺,實現(xiàn)泵內(nèi)壓力場的定點探測,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)值計算結果總體相符[9-10]。

在開發(fā)的核主泵水力部件優(yōu)化設計平臺上,基于多學科優(yōu)化軟件Isight和計算流體力學軟件NUMECA的平臺,對試驗設計、近似模型和優(yōu)化算法相結合的優(yōu)化策略進行集成,并通過程序語言Python進行界面開發(fā),構建了適用于核主泵水力模型的自動優(yōu)化設計平臺。建立了反映設計變量與目標函數(shù)之間關系的近似模型,研究核主泵葉輪幾何形狀及其與導葉入口距離之間的交互效應,采用多島遺傳算法進行優(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驗證計算,預測值為0.893,CFD驗證結果為0.873。圖3為基于近似模型的核主泵優(yōu)化設計葉輪靜壓分布對比圖。在設計工況下,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,葉輪葉片壓力側和吸力側的壓力均有所提高,原存在于原始葉輪吸力側尾緣的壓力波動完全消失,壓力側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)化平臺的實用性,以及采用優(yōu)化策略進行過流部件優(yōu)化設計具有的可行性和合理性。

針對具有高速、重載、窄間隙特點的大直徑推力軸承潤滑問題,利用基于極限剪切應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力對軸承承載能力影響曲線。隨著表面極限剪切應力增加,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,導致流體動壓效應明顯減少,液膜壓力顯著降低。

進一步驗證核主泵水力部件設計和數(shù)值計算方法,在核主泵水力部件優(yōu)化設計平臺上,針對CAP1000核主泵相關的水力參數(shù),根據(jù)葉輪—導葉最佳數(shù)目匹配準則相應選擇,統(tǒng)一造型葉輪和導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,外特性試驗表明縮尺實測水力效率超過80%。

圖3　優(yōu)化設計的核主泵葉輪靜壓分布對比結果[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、力學性能,在零件加工、熱處理、裝配、儲運等過程中,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。核主泵的葉輪與導葉、軸系、軸承、密封、屏蔽套等關鍵零件、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)生顯色反應呈紅色的特點,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準推薦的藍點法比較,檢測靈敏度和溶液穩(wěn)定性等方面均優(yōu)于藍點溶液,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移量相對較多,且存在較大的隨機性。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重。離子注滲和離子束沖擊表面強化技術處理不銹鋼零部件,通過微觀組織結構分析、性能評定及工藝優(yōu)化,發(fā)展了核主泵關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理和表面污染去除機理,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,實現(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構的分析與數(shù)字樣機建模,依據(jù)核主泵轉子不同的支撐形式與動力學特點,歸納電機軸段與葉輪軸段各徑向支撐沿轉子軸向的分布比例,分析轉子各相關部件的質(zhì)量和轉動慣量分布規(guī)律,基于動力學性能設計,提供結構形式、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。針對間隙旋流對轉子動態(tài)性能影響,研究間隙環(huán)流以干轉子振型模態(tài)和固有頻率,保證核主泵轉子的可靠與穩(wěn)定運行,對不同間隙比條件下的環(huán)流約束轉子的穩(wěn)態(tài)與動態(tài)性能進行了理論建模與實驗研究[18]。采用三維造型軟件UG建立了AP1000核主泵全部結構件的數(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。針對AP1000屏蔽式核主泵電機定子繞組溫度場計算,從電機生熱以及散熱的角度建立了電機屏蔽渦流損耗與轉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散熱的影響。首先屏蔽套厚度、屏蔽套材料電阻率、電機轉差率是影響屏蔽電機電磁損耗的主要參數(shù),對屏蔽電機電磁場與溫度場進行了建模,定子繞組的溫升最高;其次分別為定子屏蔽套、定子鐵心、轉子籠條、轉子屏蔽套、轉子鐵心,說明屏蔽電機中定子換熱是主要問題,有別于普通電機中轉子換熱占主導的情況[19]。

5　總結與展望

國家重點基礎研究發(fā)展計劃項目 “核主泵制造的關鍵科學問題”研究過程中,與國家重大專項 “大型先進壓水堆核電站”的核主泵設計和承制企業(yè)緊密合作,面向大型先進壓水堆核電站建設的國家重大需求,牢牢把握核主泵國產(chǎn)化和自主化進程中亟待解決的重大基礎科學問題。不僅強化項目研究的方向和目標,自主建立我國核電裝備制造的理論體系,掌握設計方法和加工制造原理;而且面臨研究工作的緊迫性,不負重任和使命,為我國獨立發(fā)展核主泵制造技術和產(chǎn)業(yè)提供理論基礎、創(chuàng)造技術條件。經(jīng)過近十年核主泵制造的諸多科學問題研究,鍛煉了隊伍,積累了經(jīng)驗,對國家重大需求已作出了實質(zhì)性的貢獻。但是,從核電裝備制造理論基礎和技術研發(fā)整體發(fā)展看,國家重大工程對基礎科學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。以大功率屏蔽電機核主泵的自主化設計和可靠制造的總體目標為例,進一步深入精細研究推力軸承、惰轉飛輪、動壓密封、屏蔽結構等關鍵零部件的設計方法與制造工藝,實現(xiàn)技術原理和工藝方法的全面突破,確保實現(xiàn)核主泵的 “中國創(chuàng)造”。

核主泵制造的關鍵科學問題涉及機械、材料、動力、力學、核工程等多學科領域,迄今已經(jīng)形成的一支核電裝備研究創(chuàng)新團隊,應發(fā)揮相關學科的研究優(yōu)勢,尚需有效融合構成系統(tǒng)集成,加強研究工作相互間的支撐,增強學術的密切聯(lián)系,協(xié)同合作、優(yōu)勢互補,通過產(chǎn)學研相結合的方式提升我國核主泵的自主創(chuàng)新能力,發(fā)揮理論和實踐相結合的特色,滿足核主泵等復雜、綜合裝備制造的需求。

致謝:本文的研究結果由國家重點基礎研究發(fā)展計劃項目 “核主泵制造的關鍵科學問題”(2009CB724300)項目組成員分別合作完成,感謝全體成員的出色工作和貢獻。

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