[发明专利]一种验证紧凑型反应堆主泵水力性能的试验装置

说明书

本发明涉及一种验证紧凑型反应堆主泵水力性能的试验装置，包括第一封头模拟件和第二封头模拟件，第一封头模拟件内设有第一空腔，第二封头模拟件内设有第二空腔，第一空腔和第二空腔之间连通有换热管模拟管组，第一封头模拟件内设有与第一空腔连通的主泵安装腔，主泵安装腔通过流道与第一环腔模拟件内的第一阻力模拟腔连通，第二空腔与第二环腔模拟件内的第二阻力模拟腔连通，第一阻力模拟腔和第二阻力模拟腔接入水循环机构中，采用本发明的装置能够确认紧凑型反应堆主泵方案的工程可行性，指导紧凑型反应堆一体化结构的设计分析和结构定型,确认紧凑型反应堆主系统流量测量的工程可行性。

技术领域

本发明涉及试验设备技术领域，具体涉及一种验证紧凑型反应堆主泵水力性能的试验装置。

背景技术

这里的陈述仅提供与本发明相关的背景技术，而不必然地构成现有技术。

大型压水堆核电站中，主泵进、出口通常与其他主设备通过主管道或部分直圆管连接。核电小堆为了更加紧凑，更具灵活性，通常需要采用紧凑型设计，即取消主管道，主泵泵壳与SG(蒸汽发生器)集成在一起，同时主泵出口与RPV(压力容器)也紧密相连。SG水室封头与主泵泵壳设计为一体化锻件结构，主泵水力部件直接插入一体化封头结构内，这种核电紧凑型小堆的核主泵直接倒置悬挂在蒸汽发生器下端。蒸汽发生器的流体未经过整流直接灌入核主泵，可能造成核主泵入流畸变，这可能会对核主泵的性能造成影响。在紧凑型设计中，由于SG水室封头与主泵泵壳为一体化，叶轮进口流场可能存在较强烈的非稳态特性，从而对泵的运行产生影响，主要潜在影响包括：叶轮叶片进口流动冲击导致叶轮水力效率下降，叶轮周向流量的不均匀性导致泵在运行中受到流致振动影响，叶轮进口的流场扰动传播至叶轮和蜗壳内部，引起泵内部压力脉动的上升。这些影响一方面可能会增加泵的能耗，另一方面对主泵运行的安全稳定性产生危害，影响核电系统的可运行性。

研究常规叶片泵入流畸变对泵的性能影响比较多见，一般水泵设计也是假定均匀且稳定来流进行泵水力模型的开发，研究SG水室封头与核主泵入口连接结构的也有，但发明人发现，SG水室封头与主泵泵壳一体化结构会对核主泵性能带来怎样的影响，相关的研究不多，且大都是采用数值模拟仿真的形式，其结果可信度未经过试验验证，尤其是在复杂的流动工况下，常规的数值模拟湍流模型并不能确保真实反映主泵和管道内部真实的流场动力学特性。

发明内容

本发明的目的是为克服现有技术的不足，提供了一种验证紧凑型反应堆主泵水力性能的试验装置，能够真实反应紧凑型反应堆主泵和管道内部真实的流场动力学特性。

为实现上述目的，本发明采用如下技术方案

本发明的实施例提供了一种验证紧凑型反应堆主泵水力性能的试验装置，包括第一封头模拟件和第二封头模拟件，第一封头模拟件内设有第一空腔，第二封头模拟件内设有第二空腔，第一空腔和第二空腔之间连通有换热管模拟管组，第一封头模拟件内设有与第一空腔连通的主泵安装腔，主泵安装腔通过流道与第一环腔模拟件内的第一阻力模拟腔连通，第二空腔与第二环腔模拟件内的第二阻力模拟腔连通，第一阻力模拟腔和第二阻力模拟腔接入水循环机构中。

可选的，主泵安装腔包括设置在第一封头模拟件内部的泵头其它部件安装腔和叶轮腔，叶轮腔与流道及第一空腔相连通。

可选的，第一空腔与叶轮腔交界位置处安装有压力检测元件和压力脉动检测元件，流道内部设置有压力检测元件和压力脉动检测元件。

可选的，所述流道采用文丘里管式结构，一端与主泵安装腔连接，另一端与第一阻力模拟流道连通。

可选的，流道中的缩颈部分设置有压差检测元件。

可选的，第一空腔和第二空腔内部均安装有压力检测元件。

可选的，第一阻力模拟腔采用半圆环状腔体，且内弧的侧面远离第一封头模拟件设置，第二阻力模拟流道采用截面为半圆型的腔体，且其弧形面靠近第二封头模拟件设置。