CN108073736B - 核主泵隔热装置简化等效分析方法 - Google Patents

核主泵隔热装置简化等效分析方法 Download PDF

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Abstract

本发明涉及一种核主泵隔热装置简化等效分析方法，根据通用面积等效方法，建立简化等效模型；根据实际需要将简化等效模型进行划分，生成结构化网格，对壁面网格进行加密，以满足流动分析湍流模型要求；将简化等效模型进行模拟分析。本发明简化等效模型用等效通流面积和周向速度约束的方法代替三维精细模型中的离散管和楔形槽等复杂的位置，能够很好地预测核主泵隔热装置内部的流场和温度场的分布情况，有效地降低了几何建模和网格划分的难度，大大地减少了数值模拟运算的计算量，提高了数值模拟运算的效率，能够快速地对初步设计方案的性能做出评估，缩短了设计周期。

Description

核主泵隔热装置简化等效分析方法
技术领域
本发明涉及工程机械流动和传热仿真分析领域，具体地说是一种核主泵隔热装置简化等效分析方法。
背景技术
核反应堆冷却剂主循环泵(核主泵)是核电站安全和可靠运行的关键动力设备，是核岛内唯一旋转设备。核主泵长期稳定安全运行对冷却堆芯，防止发生核电站事故尤为重要。核主泵隔热装置能够保证密封、水导轴承两大关键部件在较低温度环境下运行。因此，隔热装置的隔热效果直接关系着整个反应堆运行的安全性和稳定性。
计算流体力学方法是一种数值模拟方法，能够预测核主泵隔热装置内部的复杂流场和温度场，在隔热装置设计中起到越来越重要的作用。由于核主泵隔热装置结构形式复杂，内部结构包括离散管、楔形槽和节流间隙等复杂结构。这些复杂结构通常需要采用精细的三维数值模拟，模型网格创建和计算分析都非常耗时。即使考虑隔热装置沿周向旋转对称的结构特性，采用扇区模型进行分析，计算量依然很大。
发明内容
针对现有技术的不足，本发明提供一种几何建模方便，模型修改快捷并且模拟运算结果比较准确的核主泵隔热装置简化等效分析方法。
本发明为实现上述目的所采用的技术方案是：
一种核主泵隔热装置简化等效分析方法，包括以下步骤：
步骤1：根据通用面积等效方法，建立简化等效模型；
步骤2：根据实际需要将简化等效模型进行划分，生成结构化网格，对壁面网格进行加密，以满足流动分析湍流模型要求；
步骤3：将简化等效模型进行模拟分析。
所述根据通用面积等效方法，建立简化等效模型包括以下过程：
步骤1：建立流体域简化等效模型；
步骤2：建立固体域简化等效模型；
步骤3：在固体域简化等效模型中截取扇区模型作为计算模型。
所述建立流体域简化等效模型的过程为：
根据三维精细模型的离散部分流通面积，确定简化等效圆环的半径和厚度；
再根据实际模型流体域模型和简化等效圆环的三维精细模型非离散部分的半径和厚度，建立流体域简化等效模型。
所述简化等效圆环的半径和厚度包括以下计算过程：
计算离散管的圆环流通面积：
∑S圆管流通面积＝S圆环流通面积 (1)
即：
n1πr2＝2πR1h (2)
其中，n1为离散管的数量，r为离散管的半径，h为等效圆环的厚度，R1为等效圆环内侧半径；
计算楔形槽的圆环流通面积：
∑S楔形槽流通面积＝S圆环流通面积 (3)
即
Figure GDA0002941386650000021
其中，n2为楔形槽的个数，d2为楔形槽在流通面的厚度，
Figure GDA0002941386650000022
为楔形槽的弧长， R2为等效圆环的半径，d为等效圆环的厚度。
所述建立固体域简化等效模型过程为：
根据隔热装置整体模型和流体域简化等效模型，通过布尔运算，得出固体域简化等效模型。
所述将简化等效模型进行划分的过程为：
将计算模型的流体域和固体域切成若干六面体小块，采用六面体结构化网格对固体区域和流体区域进行网格划分；
然后通过交界面非匹配网格连接方法将小块进行连接。
所述将简化等效模型进行模拟分析包括以下过程：
步骤1：在扇区模型两侧的简化等效位置施加圆周方向的速度约束，限制该位置流体的周向运动；
步骤2：扇区模型两侧的其他位置定义为旋转周期面；
步骤3：根据给定流量条件，流体入口设置流量边界条件，流体出口设置压力边界条件，其他位置根据给定的边界条件进行设置；
步骤4：采用计算流体力学方法进行数值模拟分析。
所述速度约束为在简化等效位置设置圆周方向速度为零。
所述扇区模型为用5°～10°扇区在固体域简化等效模型中截取的模型。
所述壁面网格为流体域与固体域的交界面。
本发明具有以下有益效果及优点：
本发明与三维精细模型相比，简化等效模型用等效通流面积和周向速度约束的方法代替三维精细模型中的离散管和楔形槽等复杂的位置，能够很好地预测核主泵隔热装置内部的流场和温度场的分布情况，有效地降低了几何建模和网格划分的难度，大大地减少了数值模拟运算的计算量，提高了数值模拟运算的效率，能够快速地对初步设计方案的性能做出评估，缩短了设计周期。
附图说明
图1是核主泵隔热装置流体域的三维精细模型图；其中，1为离散管、2为楔形槽；
图2是离散管等效模型图，a)为三维精细模型的离散管流道，b)为流体域简化等效模型；其中，3为流通面、4为等效圆环的半径、5为等效圆环的厚度、 6为等效圆环的内侧表面；
图3是楔形槽等效模型图，a)为三维精细模型的楔形槽流道，b)为流体域简化等效模型，其中，
Figure GDA0002941386650000041
为楔形槽的弧长，3为流通面、4为等效圆环的半径、5 为等效圆环的厚度、7为楔形槽厚度；
图4是流体域简化等效模型的二维模型图；
图5是流体域简化等效模型图；
图6是固体域简化等效模型图；
图7是流体域简化等效模型部分网格图。
具体实施方式
下面结合附图及实施例对本发明做进一步的详细说明。
第一步，建立简化等效模型。
1.1)如图1所示为核主泵隔热装置流体域的三维精细扇区模型图，可以看出，流体域中存在三处离散管和一处楔形槽。根据图中的离散管和楔形槽的大小和个数确定流通面积。
圆管等效模型流通面积的计算公式
∑S圆管流通面积＝S圆环流通面积 (1)
即
n1πr2＝2πR1h (2)
n1为离散管个数，r为离散管的半径，h为等效圆环的厚度，R1为等效圆环的内表面半径。
楔形槽等效模型流通面积的计算公式
∑S楔形槽流通面积＝S圆环流通面积 (3)
即
Figure GDA0002941386650000051
n2为楔形槽的个数，d2为楔形槽在流通面的厚度，
Figure GDA0002941386650000052
为楔形槽的弧长，R2为等效圆环的半径，d为等效圆环的厚度。
离散管和楔形槽简化后的模型如图2、图3所示。由实际流体域模型和简化等效后的圆环确定流体域简化等效模型的尺寸。
1.2)根据流体域简化等效模型的尺寸对流体域的模型建模，流体域简化等效模型的二维模型如图4所示，将二维模型旋转360°即可得到流体域简化等效模型，其中，圆圈位置为简化等效位置。
1.3)用隔热装置整体模型和流体域简化等效模型通过布尔运算求出固体域简化等效模型。
1.4)由于简化等效模型是旋转对称的，为了减少计算量，并根据实际离散管、楔形槽的尺寸及个数，用5°～10°扇区截取简化等效模型作为计算模型。流体域简化等效模型如图5所示，固体域简化等效模型如图6所示。
第二步，简化等效模型网格划分。
采用六面体结构化网格对固体域简化等效模型和流体域简化等效模型进行网格划分，考虑流体边界层，对壁面网格进行加密，以满足流动分析湍流模型的要求。流体域简化等效模型的部分网格如图7所示。
第三步，简化等效模型的模拟运算。
3.1)在简化等效位置施加圆周方向的速度约束，限制该位置流体的周向运动。
3.2)扇区模型两侧的其他位置定义为旋转周期面。
3.3)根据给定的入口流量，流体入口定义为流量边界条件；出口设置压力边界条件；固体边界条件采用对流换热边界条件，给定环境的温度和对流换热系数；流体和固体之间的所有接触面都定义成流固交界面，以满足流固共轭传热分析的要求。采用计算流体力学方法进行数值模拟分析。
本发明方法的结果：
三维精细模型和简化等效模型的计算结果表明，三维精细模型和简化等效模型的温度场和压力分布基本相同。表1是水导轴承入口位置、中间位置和出口位置的温度结果；表2是整个隔热装置入口、出口以及水导轴承入口的压力结果；表3是入口流量、内部环流流量的结果。通过三个表格的对比数据可以看出，简化等效模型与三维精细模型提取的数据误差都在2％以内，满足工程结构设计分析的精度要求。
表1
Figure GDA0002941386650000061
表2
Figure GDA0002941386650000062
表3
Figure GDA0002941386650000063

Claims (7)

1.一种核主泵隔热装置简化等效分析方法，其特征在于，包括以下步骤：
步骤1：根据通用面积等效方法，建立简化等效模型；
步骤2：根据实际需要将简化等效模型进行划分，生成结构化网格，对壁面网格进行加密，以满足流动分析湍流模型要求；
步骤3：将简化等效模型进行模拟分析；
所述根据通用面积等效方法，建立简化等效模型包括以下过程：
步骤1.1：建立流体域简化等效模型；
步骤1.2：建立固体域简化等效模型；
步骤1.3：在固体域简化等效模型中截取扇区模型作为计算模型；
所述建立流体域简化等效模型的过程为：
步骤2.1：根据三维精细模型的离散部分流通面积，确定简化等效圆环的半径和厚度；
步骤2.2：再根据实际模型流体域模型和简化等效圆环的三维精细模型非离散部分的半径和厚度，建立流体域简化等效模型；
所述简化等效圆环的半径和厚度包括以下计算过程：
计算离散管的圆环流通面积：
∑S圆管流通面积＝S圆环流通面积 (1)
即：
n1πr2＝2πR1h (2)
其中，n1为离散管的数量，r为离散管的半径，h为等效圆环的厚度，R1为等效圆环内侧半径；
计算楔形槽的圆环流通面积：
∑S楔形槽流通面积＝S圆环流通面积 (3)
即
Figure FDA0002941386640000021
其中，n2为楔形槽的个数，d2为楔形槽在流通面的厚度，
Figure FDA0002941386640000022
为楔形槽的弧长，R2为等效圆环的半径，d为等效圆环的厚度。
2.根据权利要求1所述的核主泵隔热装置简化等效分析方法，其特征在于：所述建立固体域简化等效模型过程为：
根据隔热装置整体模型和流体域简化等效模型，通过布尔运算，得出固体域简化等效模型。
3.根据权利要求1所述的核主泵隔热装置简化等效分析方法，其特征在于：所述将简化等效模型进行划分的过程为：
将计算模型的流体域和固体域切成若干六面体小块，采用六面体结构化网格对固体区域和流体区域进行网格划分；
然后通过交界面非匹配网格连接方法将小块进行连接。
4.根据权利要求1所述的核主泵隔热装置简化等效分析方法，其特征在于：所述将简化等效模型进行模拟分析包括以下过程：
步骤1：在扇区模型两侧的简化等效位置施加圆周方向的速度约束，限制该位置流体的周向运动；
步骤2：扇区模型两侧的其他位置定义为旋转周期面；
步骤3：根据给定流量条件，流体入口设置流量边界条件，流体出口设置压力边界条件，其他位置根据给定的边界条件进行设置；
步骤4：采用计算流体力学方法进行数值模拟分析。
5.根据权利要求4所述的核主泵隔热装置简化等效分析方法，其特征在于：所述速度约束为在简化等效位置设置圆周方向速度为零。
6.根据权利要求1或4所述的核主泵隔热装置简化等效分析方法，其特征在于：所述扇区模型为用5°～10°扇区在固体域简化等效模型中截取的模型。
7.根据权利要求1所述的核主泵隔热装置简化等效分析方法，其特征在于：所述壁面网格为流体域与固体域的交界面。
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Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110598316B (zh) * 2019-09-10 2021-07-27 大连理工大学 基于梁有限元模型构建屏蔽式核主泵数字样机方法
CN113139248B (zh) * 2021-04-19 2024-03-22 大连理工大学 一种具有非对称过渡段结构的核主泵模型设计方法

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104834773A (zh) * 2015-04-29 2015-08-12 哈尔滨工程大学 一种直管式直流蒸汽发生器换热性能的仿真方法
CN104871159A (zh) * 2012-10-31 2015-08-26 施耐德电气It公司 利用增强型势流模型的流体动力学预测的系统和方法
KR20160082304A (ko) * 2014-12-30 2016-07-08 주식회사 멕 아이씨에스 2단 원심 블로워의 난류 유동 모델링 장치
CN105808860A (zh) * 2016-03-11 2016-07-27 上海电机学院 一种基于计算流体动力学的分析方法

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CA2579496A1 (en) * 2004-04-23 2005-11-03 Shell Internationale Research Maatschappij B.V. Subsurface electrical heaters using nitride insulation

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104871159A (zh) * 2012-10-31 2015-08-26 施耐德电气It公司 利用增强型势流模型的流体动力学预测的系统和方法
KR20160082304A (ko) * 2014-12-30 2016-07-08 주식회사 멕 아이씨에스 2단 원심 블로워의 난류 유동 모델링 장치
CN104834773A (zh) * 2015-04-29 2015-08-12 哈尔滨工程大学 一种直管式直流蒸汽发生器换热性能的仿真方法
CN105808860A (zh) * 2016-03-11 2016-07-27 上海电机学院 一种基于计算流体动力学的分析方法

Non-Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
CFD simulations in the nuclear containment using the DES turbulence models;Peng Ding 等;《Nuclear Engineering and Design》;20150630;第287卷;1-10 *
基于流固耦合的导叶式离心泵强度分析;刘厚林 等;《振动与冲击》;20130628;第32卷(第12期);27-30 *
核主泵水润滑径向轴承研究现状及发展趋势;陶邵佳 等;《水泵技术》;20150630(第3期);14-16 *
核电站轴封型主泵电机飞轮结构分析与研究;陈兴江 等;《大电机技术》;20150715(第4期);30-33 *

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