一种离心泵动静部件间隙优化设计方法
【专利摘要】本发明提供了一种离心泵动静部件间隙优化设计方法，采用反应谱和流固耦合相结合的数值计算方法，将地震力和流体激振力同时考虑，得到了余热排出泵多工况下叶轮口环处和叶轮出口处定量的变形。通过地震反应谱和瞬态流固耦合相结合的计算，采用考虑叶轮由于受到地震力和流体瞬态激振力影响的方法，得到余热排出泵多工况下动静部件间变形的规律，以优化余热排出泵动静部件间隙的设计。所述方法基于地震反应谱分析和流体诱导振动分析，使核电用离心泵动静部件间隙设计更加合理，为离心泵的结构设计提供更准确的计算结果，为核电用离心泵结构的优化设计提供新的设计思路和方法。
【专利说明】一种离心泵动静部件间隙优化设计方法
【技术领域】
[0001]本发明涉及核电用离心式余热排出泵领域，尤其是一种离心泵动静部件间隙优化设计方法。
【背景技术】
[0002]根据美国PDE数据库的统计数据，全球在近十年间共发生了 6级以上地震1062起，7级以上地震161起，8级以上地震19起。2011年3月14日，由于抗震能力设计不足，日本福岛核电站面临爆炸的危险；2010年伊朗6.5级地震；2008年中国四川地震等。由于地震发生频繁，人们逐渐意识到地震的巨大危险，这些地震摆在工程人员面前，对我们的核电站抗震能力和地震反应分析方法提出了更高要求。
[0003]核电是一种清洁能源，在一个逐渐强调全球变暖、气候变化的大环境下，大力发展核能以满足电力需求和环境要求，优化能源结构，确保能源安全，已经成为政府和社会各界的共识。余热排出泵是核电站一回路余热排出系统的重要组成部分，是最重要的核电二级设备之一。余热排出泵及其部件要求保持承压特性，完成充水，密封注水，高压安全注水。余热排出泵在核电站安全壳内。在反应堆正常停堆或事故停堆之后带出余热，以维持核电站安全运行。余热排出泵抗震要求为一级，有三个运行工况，流体流动对泵的结构有重要的影响。
[0004]地震反应研究主要是对建筑结构和桥梁而言，旋转机械的地震反应分析较少。在旋转机械的地震反应分析中，转子旋转未被很好地考虑，转子经常被简化为杆结构。定子部件传递给转子部件的力未能很好的考虑。考虑流体激振力的旋转机械的地震反应分析基本没有，只在容器和其它静止机械中被考虑。考虑流体激振力的地震反应分析基本没有。抗震分析的核心在于考虑地震力作用下，动静部件之间是否存在干涉和摩擦，是否满足设备的完整性和可运行性。到目前为止，地震反应分析均采用数值计算结合部分试验验证的方法。地震力的计算多采用反应谱法，对在安全停堆地震期间的机械进行应力、应变分析，再进行校核。而在现有的地震分析中没有考虑流体激振力，也没有将地震力和流体激振力作用下的变形来指导离心泵结构优化设计的相关报道。
【发明内容】
[0005]本发明的目的是为核电用离心泵提供一种离心泵动静部件间隙优化设计方法，所述方法基于地震反应谱分析和流体诱导振动分析，使核电用离心泵动静部件间隙设计更加合理，为离心泵的结构设计提供更准确的计算结果，为核电用离心泵结构的优化设计提供新的设计思路和方法。
[0006]本发明解决其技术问题是通过以下技术方案来实现的:
[0007]一种离心泵动静部件间隙优化设计方法，其特征在于，包括以下步骤:
[0008](I)结构初步设计:根据离心泵技术要求，初步设计离心泵的结构；
[0009](2)计算模型确立:根据初步设计的所述排出泵的结构及离心泵的安装固定方案，利用有限元软件建立所述离心泵动静部件有限元模型；
[0010](3)结构静态分析:根据离心泵的结构设计，确定离心泵在事故工况和安全停堆地震工况下的地震载荷，地震载荷作用在底板上，阻尼比是2%，标高为4米，并以该地震载荷、所述余热排出泵的材料属性为输入条件，通过有限元软件对离心泵进行地震作用前的预应力分析，得到预应力；
[0011](4)地震谱确定:根据楼层反应谱，拟合出人工地震波及人工地震波反应谱；
[0012](5)模型强度分析:通过有限元软件，将预应力作为初始条件，以拟合的人工地震波作为地震荷载，经过地震反应计算得出离心泵的动部件在地震荷载作用下的变形量；
[0013](6)对离心泵流体域进行计算流体力学(CFD)建模，进行实验室条件下的流场计算，并进行外特性试验验证；
[0014](7)对动部件采用流固耦合的方法进行流动诱导振动计算，得到动部件受流体激振力作用产生的变形量；
[0015](8)组合所述动部件在地震荷载作用下的变形量和动部件流固耦合计算结果，得到离心泵动静部件的相对变形量；
[0016](9)根据离心泵动静部件的相对变形，并根据核电抗震设计规范的相关要求，得出动静部件间隙的最小值；
[0017](10)动静部件间隙优化设计:通过抗震性能评估校核动静部件间隙是否满足抗震性能，并修正原始动静部件间隙结果；
[0018](11)当通过步骤(10)进行优化设计后，动静部件间隙满足抗震性能的可靠度要求后，制造实物样机；
[0019](12)对样机进行抗震验证试验，当核电用余热排出泵样机在抗震验证试验中的实测变形量与离心泵在步骤(8)得到的相对变形量之间的误差在允许误差范围内时，产品设计投入生产。
[0020]优选地，所述步骤(I)中所建立的有限元模型为三维模型。
[0021]优选地，所述步骤(2)中还包括通过有限元软件和计算流体力学软件对核电用余热排出泵的几何模型简化的过程。
[0022]优选地，所述步骤(3)中所述的地震载荷包括离心泵的重力载荷、正常运行载荷、最大管道载荷的大小和施加方案。
[0023]优选地,所述步骤(4)中通过Matlab或Labview拟合出人工地震波及人工地震波反应谱。
[0024]优选地,步骤(12)中所述的允许误差范围是< 15%。
[0025]本发明更真实的模拟出核电用余热排出泵在SSE地震载荷作用下的运行情况，让核电用余热排出泵的结构设计能满足抗震要求反应谱的强度要求，并考虑流体激振力的影响，利用虚拟样机进行强度校核，可以减少实物样机的抗震试验次数，从而可以缩短研发周期、降低研发成本，让核电用余热排出泵的结构设计更加合理，并且能够进行量化控制。
[0026]本发明采用反应谱和流固耦合相结合的数值计算方法，将地震力和流体激振力同时考虑，得到了余热排出泵多工况下叶轮口环处和叶轮出口处定量的变形。通过地震反应谱和瞬态流固耦合相结合的计算，采用考虑叶轮由于受到地震力和流体瞬态激振力影响的方法，得到余热排出泵多工况下动静部件间变形的规律，以优化余热排出泵动静部件间隙的设计。本发明考虑旋转机械受到的地震力和流体作用力来优化离心泵的结构设计，具有创新性和可操作性。本发明可以应用于所有核电用离心泵动静部件间隙的优化设计，其具有研发效率高、研发成本低和适用范围广的特点。
【专利附图】
【附图说明】
[0027]图1为本发明所述离心泵动静部件间隙优化设计方法的流程图。
[0028]图2为所述核电站对余热排出泵的三维模型。
[0029]图3为所述核电站对余热排出泵动静部件之间间隙的局部放大图。
[0030]图4为建立所述计算模型的流程图。
[0031]图5为地震水平楼层加速度谱。
[0032]图6为地震竖直楼层加速度谱。
[0033]图7为余热排出泵流体计算域的网格示意图。
[0034]图8为所述叶轮口环和叶轮出口处的监测点分布图。
[0035]图9为地震力和流体激振力共同作用引起的变形图。
[0036]附图标记说明如下:
[0037]1-进口法兰，2-蜗壳，3-出口法兰，4-叶轮，5-导叶，6-轴承箱，7_底座，8_后盖板，9-前盖板。
【具体实施方式】
[0038]下面结合附图以及具体实施例对本发明作进一步的说明，但本发明的保护范围并不限于此。
[0039]本发明考察离心泵在安全停堆地震作用下能否保持可运行性，即转动部件与静止部件之间的相对变形小于它们之间的间隙，从而不影响离心泵的正常运转。为优化核电用离心泵动静部件间隙的设计提供新的思路。以某型核电用余热排出泵为例，具体说明本发明所述基于地震力和流体激振力的核电用离心泵动静部件间隙优化设计方法，包括以下步骤:
[0040]步骤一、结构初步设计:
[0041]根据核电站相关技术要求，对核电用余热排出泵初步结构设计。
[0042]根据核电站对余热排出泵的功能要求，设计核电用余热排出本泵。本发明采用一水平卧式余热排出泵，其三维模型如图2所示，模型主要由定子部件、转子部件和支架组成。流量Qd=WOmV1,扬程Hdes=77m，转速nd=1490rpm，入口直径Ds=270mm，叶轮4出口直径D2=513mm，叶片出口宽度b2=49mm。导叶5用来使流动更均匀。蜗壳2为环形蜗壳，使结构更稳定。轴承箱6作为热屏蔽装置，使电机与泵腔中流体传递的热量隔离。进口法兰I用于连接进口管，出口法兰3用于连接出口管。当发生地震时，动子和转子之间的变形应该比间隙小。如图3所示，余热排出泵动子和转子之间的间隙主要位于叶轮4、导叶5之间，以及叶轮4 口环处，叶轮4 口环单边间隙为0.3mm,当发生流体湍动时，叶轮4 口环处摩擦是允许的，叶轮4和导叶5单边间隙是2mm，该间隙需要严格保证。
[0043]步骤二、计算模型确立:
[0044]如图4所示，根据初步结构设计结果及核电用余热排出泵的安装固定方案，利用有限元理论和计算流体力学理论建立核电用余热排出泵的有限元模型，并通过有限元软件和计算流体力学软件对核电用余热排出泵的几何模型进行简化，本实施例采用全三维结构，对余热排出泵转子部件、定子部件、支架及底座7三部分进行有限元建模，以达到最大准确度的目的。
[0045]步骤三、结构静态分析:
[0046]根据核电用余热排出泵的结构设计，确定核电用余热排出泵在事故工况和安全停堆地震工况下的地震载荷，并以该地震载荷、所述余热排出泵的材料属性为输入条件，通过有限元软件对核电用余热排出泵进行地震作用前的预应力分析，得到预应力。
[0047]对于余热排出泵事故工况和安全停堆地震工况下的地震载荷输入条件:核电用余热排出泵的重力载荷、正常运行载荷、最大管道载荷的大小和施加方案。
[0048]地震载荷作用在底板上，阻尼比是2%，标高为4米，零周期加速度反应谱是1/2SSE。水平和竖直变形通过水平和竖直反应谱分析获得。正常运行载荷是作用在泵内壁的设计压力载荷，其不能小于泵稳定运行时最大吸入压力和进出口的最大压力降。管道载荷选取为事故工况下的管道载荷。重力载荷是作用在每个单元的集中重量力，其包括结构和内部流体的重力。
[0049]材料属性设置根据法国压水堆核岛机械设备设计和建造规则RCC-M(2000版)中
相关规定。
[0050]步骤四、地震谱确定:
[0051]根据核电站提供的楼层反应谱，利用计算机通过Matlab或Labview编程语言，拟合出人工地震波及人工地震波反应谱。
[0052]考虑到核电用余热排出泵整体的弹塑性质，采用反应谱法进行结构地震分析，需要确定输入地震波。
[0053]步骤五、模型强度分析:
[0054]通过有限元软件，将预应力作为初始条件，以拟合的人工地震波作为地震荷载，经过地震反应计算输出核电用余热排出泵的动部件在地震荷载作用下的变形量。
[0055]地震反应计算基于极端事故工况载荷(简称SSE地震载荷)和地震载荷,地震力作用下，余热排出泵动设备的最大变形通过平方和开平方法(SRSS)，叠加垂直轴的平面内的两个正交方向的变形。
[0056]SRSS方法基于随机事件的统计，相关数据需要完全独立，不含耦合关系。水平楼层和竖直楼层加速度反应谱施加在整体结构上，如图5和图6所示，地震水平楼层加速度谱和地震竖直楼层加速度谱可以认为是独立的，因此SRSS方法被用来分析地震力作用下，垂直轴的平面内的变形。
[0057]SSE地震载荷下的最大反应谱分析根据RCC-M标准计算和评估。通过最大反应谱分析，得到在地震载荷作用下，叶轮4 口环和叶轮4出口的水平和竖直方向上的变形，再通过SRSS方法将水平和竖直两方向变形叠加，得到垂直轴的平面内，叶轮4 口环和叶轮4出口的总变形。
[0058]步骤六、对离心泵流体域进行计算流体力学(CFD)建模，进行实验室条件下的流场计算，并进行外特性试验验证。
[0059]基于部分试验验证，地震反应分析结果更精确。本发明考虑了流体激振力对结构的影响，采用了计算流体动力学方法。性能曲线和内部流动通过建立计算域、建立控制方程、湍流模型选取、边界层选取获得。通过试验验证，模拟结果会更可信，其可作为后续模拟的基础。当试验和模拟值间误差在5%以内，可说明模拟结果是可信的。
[0060]步骤七、对动部件采用流固耦合的方法进行流动诱导振动分析，得到动部件受流体激振力作用产生的在地震荷载作用下的变形量。
[0061]考虑流体激振力的变形通过流固耦合的方法分析。为了解决流固耦合问题，需同时求解结构动力方程，纳维斯托克斯方程和连续性方程。本发明采用ANSYS CFX14.5模拟三维瞬态流场，采用ANSYS Workbenchl4.5模拟结构瞬态动力特性。在ANSYS中划分网格，如图7所示。
[0062]叶片表面和后盖板8和前盖板9表面设置为流体域和结构域之间的计算耦合面。在转子的固体域，固定约束施加在转子与轴承接触的表面。热应力施加到转子上以考虑温度的影响。在流体域，使用了多场求解方式来即时传递流体域和结构域之间的信息；进口条件设置为总压，出口条件设置为质量流量出口。
[0063]为得到叶轮4 口环和叶轮4出口因流体激振力引起的变形，在叶轮4 口环和叶轮4出口设置了监测点，如图8所示，以叶轮4后盖板8和前盖板9上的监测点相对叶轮4的位置为参考，将监测点等效到一个流道中，可以得到单流道的等效流道测点。通过叶轮4 口环和叶轮4出口监测点模拟的位移值，可以得到叶轮4 口环和叶轮4出口收流体激振力作用的位移值。
[0064]步骤八、组合地震载荷和流固耦合计算结果，得到核电用余热排出泵动静部件的相对变形。
[0065]设备的最大地震反应通过叠加地震力作用下的变形和流体激振力作用下的变形量。由地震力引起的变形量和由流体激振力引起的变形量的性质有很大不同，可以认为是相互独立的。为了保守的分析，由地震载荷和流体激振力引起的变形，通过数值合成而不考虑变形的方向。
[0066]由地震力和流体激振力共同作用引起的变形如图9所示，这些变形量随时间不断变化。由此可得到核电用余热排出泵动静部件的相对变形。
[0067]步骤九、根据核电用余热排出泵动静部件的相对变形，并根据核电抗震设计规范的相关要求，得出动静部件间隙的最小值。
[0068]从图9中可得出核电用余热排出泵动静部件应满足的最小计算值。
[0069]根据国外标准RCC-M2000和ASMEIII标准中的相关要求，分别制定核电用余热排出泵各部件抗震性能的评定准则，并根据该评定准则对核电用余热排出泵动静部件间隙的计算结果进行抗震性能评估。
[0070]其中，RCC-M2000为法国核岛设计、建造及在役检查规则协会出版的核电技术规范《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》，涉及压水堆核岛机械设备的设计、材料、检验、焊接和制造等方面。可得到核电用余热排出泵动静部件间隙应满足的最小值。ASME为美国机械工程师协会;ASME III是指ASME颁布的《核设施部件建造规则》。所谓分别制定核电用余热排出泵各部件抗震性能的评定准则是指从标准中选出合适的内容。
[0071]步骤十、动静部件间隙优化设计:通过抗震性能评估校核核电用余热排出泵动静部件间隙是否满足抗震性能，并对原始动静部件间隙进行修正。[0072]当进行抗震性能评估时，当步骤九得到的动静部件间隙最小值小于原始动静部件间隙设计值，即不满足抗震性能要求时，应当修正动静部件间隙设计值结果，保证动静部件间隙设计值至少大于步骤九得到的动静部件间隙最小值。
[0073]步骤十一、当通过步骤十进行优化设计后，动静部件间隙满足抗震性能的可靠度要求时，结束分析，制造样机。
[0074]当核电用余热排出泵动静部件间隙抗震性能完全符合相关要求时，开始制造实物样机,并到抗震台进行抗震验证试验。
[0075]步骤十二、抗震验证试验，当核电用余热排出泵在抗震验证试验中得到的实测值与核电用余热排出泵在步骤八得到的理论计算值之间的误差小于等于相关核电规范允许值范围内时，产品设计投入生产，计算方法运用于其它核电用离心泵。
[0076]本实施例中的允许范围< 15%，即:核电用余热排出泵的转子计算模型的最大变形与核电用余热排出泵在抗震验证中得到的最大变形的测量值之间的差的绝对值，与核电用余热排出泵在抗震验证试验中得到的最大变形的测量值的商< 15%。考虑到偏差，认为能够将理论计算结果误差控制在试验结果的15%内，就已经达到相当好的仿真效果。
[0077]上述的偏差一般是指:实际产品的加工偏差，装配时的松紧偏差，材料的性能偏差
坐坐寸寸ο
[0078]当核电用余热排出泵在抗震验证试验中的位移测量值与核电用余热排出泵在理论计算结果的误差在15%以内时，表明计算方法正确，计算结果可靠，产品设计可以大批量投入生产。
[0079]对于未经过模拟而直接拿实物样机进行抗震验证试验，假定第一次试验结果强度不够，需要重新设计，直到第N次抗震试验通过，最后得到合适的核电用余热排出泵的时间为:
[0080]总时间=1次初步结构设计+ (N-1)次结构设计修整时间+N个产品生产周期(包括材料准备)+N次抗震验证试验时间；
[0081]总成本=总时间单位时间人员成本+N次材料成本+N次生产加工成本+N次抗震试验费用；
[0082]对于经过模拟后再拿实物样机进行抗震验证试验，最后得到合适的核电用余热排出泵的时间为:
[0083]总时间=1次初步结构设计+1次虚拟样机仿真时间+1次结构设计修整时间+1个产品生产周期(包括材料准备)+1次抗震验证试验时间；
[0084]总成本=总时间单位时间人员成本+1次材料成本+1次产品生产成本+1次抗震
试验费用。
[0085]具体来说，对于核电用余热排出泵，都经过相同次数的试验:一个是理论试验，另一个是抗震验证试验，有:1次初步结构设计时间为20天，I个产品生产周期为50天，I次结构设计修整时间为3天，虚拟样机仿真时间为5天，在结构设计修整时间时仅仅对建好的模型的动静部件间隙及其相关部件做修改就可以，每次抗震验证试验时间为10天。
[0086]如果第2次合格，那么，对于未经过模拟而直接拿实物样机进行抗震验证试验的总时间=133天，对于经过模拟后再拿实物样机进行抗震验证试验的总时间=88天。
[0087]由此可以看出，在达到同样合格的基础上，本发明提供的技术方案具有核电用余热排出泵的研发效率高和研发成本低的优势。
[0088]本发明更真实的模拟出核电用余热排出泵在SSE地震载荷作用下的运行情况，让核电用余热排出泵的结构设计能满足抗震要求反应谱的强度要求，并考虑流体激振力的影响，利用虚拟样机进行强度校核，可以减少实物样机的抗震试验次数，从而可以缩短研发周期、降低研发成本，让核电用余热排出泵的结构设计更加合理，并且能够进行量化控制。
[0089]本发明采用抗震反应谱和流固耦合相结合的数值计算方法，将地震力和流体激振力同时考虑，得到了余热排出泵多工况下叶轮4 口环处和叶轮4出口处定量的变形。通过地震反应谱和瞬态流固耦合相结合的计算，采用考虑叶轮4由于受到地震力和流体瞬态激振力影响的方法，得到余热排出泵多工况下动静部件间变形的规律，以优化余热排出泵动静部件间隙的设计。本发明考虑旋转机械受到的地震力和流体作用力来优化离心泵的结构设计，具有创新性和可操作性。本发明可以应用于所有核电用离心泵动静部件间隙的优化设计，其具有研发效率高、研发成本低和适用范围广的特点。
[0090]所述实施例为本发明的优选的实施方式，但本发明并不限于上述实施方式，在不背离本发明的实质内容的情况下，本领域技术人员能够做出的任何显而易见的改进、替换或变型均属于本发明的保护范围。
【权利要求】
1.一种离心泵动静部件间隙优化设计方法，其特征在于，包括以下步骤: (1)结构初步设计:根据离心泵技术要求，初步设计离心泵的结构； (2)计算模型确立:根据初步设计的所述排出泵的结构及离心泵的安装固定方案，利用有限元软件建立所述离心泵动静部件有限元模型； (3)结构静态分析:根据离心泵的结构设计，确定离心泵在事故工况和安全停堆地震工况下的地震载荷，地震载荷作用在底板上，阻尼比是2%，标高为4米，并以该地震载荷、所述余热排出泵的材料属性为输入条件，通过有限元软件对离心泵进行地震作用前的预应力分析，得到预应力； (4)地震谱确定:根据楼层反应谱，拟合出人工地震波及人工地震波反应谱； (5)模型强度分析:通过有限元软件，将预应力作为初始条件，以拟合的人工地震波作为地震荷载，经过地震反应计算得出离心泵的动部件在地震荷载作用下的变形量； (6)对离心泵流体域进行计算流体力学(CFD)建模，进行实验室条件下的流场计算，并进行外特性试验验证； (7)对动部件采用流固耦合的方法进行流动诱导振动计算，得到动部件受流体激振力作用产生的变形量； (8)组合所述动部件在地震荷载作用下的变形量和动部件流固耦合计算结果，得到离心泵动静部件的相对变形量； (9)根据离心泵动静部件的相对变形，并根据核电抗震设计规范的相关要求，得出动静部件间隙的最小值； (10)动静部件间隙优化设计:通过抗震性能评估校核动静部件间隙是否满足抗震性能，并修正原始动静部件间隙结果； (11)当通过步骤(10)进行优化设计后，动静部件间隙满足抗震性能的可靠度要求后，制造实物样机； (12)对样机进行抗震验证试验，当核电用余热排出泵样机在抗震验证试验中的实测变形量与离心泵在步骤(8)得到的相对变形量之间的误差在允许误差范围内时，产品设计投入生产。
2.根据权利要求1所述的离心泵动静部件间隙优化设计方法，其特征在于，所述步骤(O中所建立的有限元模型为三维模型。
3.根据权利要求1所述的离心泵动静部件间隙优化设计方法，其特征在于，所述步骤(2)中还包括通过有限元软件和计算流体力学软件对核电用余热排出泵的几何模型简化的过程。
4.根据权利要求1所述的离心泵动静部件间隙优化设计方法，其特征在于，所述步骤(3)中所述的地震载荷包括离心泵的重力载荷、正常运行载荷、最大管道载荷的大小和施加方案。
5.根据权利要求1所述的离心泵动静部件间隙优化设计方法，其特征在于，所述步骤(4)中通过Matlab或Labview拟合出人工地震波及人工地震波反应谱。
6.根据权利要求1所述的离心泵动静部件间隙优化设计方法，其特征在于，步骤(12)中所述的允许误差范围是< 15%。
【文档编号】G06F17/50GK104008227SQ201410159183
【公开日】2014年8月27日 申请日期:2014年4月18日 优先权日:2014年4月18日
【发明者】邓鑫, 袁寿其, 袁建平, 裴吉, 司乔瑞, 李亚林 申请人:江苏大学