一种核主泵用准球形泵体的水力设计方法技术领域
本发明涉及一种核主泵的主要过流部件的设计方法，特别涉及一种核主泵泵体的设计方
法。
背景技术
核电用泵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
急情况下可以保证安全停车。由于放射性液体泄漏对环境和人身构成潜在的威胁，所以必须要
保证这些泵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，
这样也造成核电用泵成本高。
核电用泵是核承压设备，应遵守相应的核电规范。按规范核设备分三个等级。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，核一级以外的输送反应堆冷却剂的承压设备。
核三级设备是指，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，核主泵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，核主泵用于驱动冷却剂在反应堆冷却系统系统内循环流动，
连续不断地把堆芯中产生的热量传递给蒸汽发生器，使反应堆的温度维持在一定范围内，防止
因堆芯温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
泵的主要过流部件包括泵体、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，以及将冷却剂部分的速度能转化为压力能，减小能量损失。泵体的作用一方面是是安全
保护作用，防止高温高压的冷却剂从泵内流出，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，泵体对核主泵至关重要，设计出水力性能优异
的泵体对核主泵的效率的提高，发电成本的节省，以及核电站的安全等方面有重要意义。
目前泵体主要是螺旋形结构为主，泵体的设计方法也大都是针对这种螺旋形结构的泵体
而言的。而由于核主泵在高温高压的环境下工作，从而要求核主泵泵体具有足够的安全保护作
用，即对核主泵泵体的耐高压和耐高温性能有要求较高，而用普通方法设计的螺旋形结构的泵
体往往不能很好的满足核主泵耐高温和耐高压的需要，因此提出一种新的具有足够安全保护
作用，且耐高温和耐高压泵体结构设计方法非常有必要。核主泵的功率很大，为了减小能量损
失，节约发电成本，应该尽可能的提高核主泵的效率，因此，设计出具有更高水力效率的核主泵
泵体，对提高核主泵的整体效率、节约能源有重要意义。
专利号为201310425662.9号的中国发明专利中公开了一种“一种核主泵泵体的设计方
法”。其阐明了泵体设计的基本思想，但这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、泵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
号的中国发明专利公开了一种“一种核主泵泵体的设计方法”，在该发明专利中，发明人给出
了核主泵泵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号的中国发
明专利公开了一种“基于径向力多工况核电用泵环形泵壳水力设计方法”，发明人在该专利中
利用叶轮中心线与环形压出室中心线偏心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，对泵壳的结构参数进行了水力设计，实现
泵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，本发明人发明了“一种核主泵用准球形泵体的水力设计方法”，
不仅给出了核主泵用准球形泵体的不同结构参数的精确设计方法，还增强了核主泵的承压安
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，同时使核主泵工作
更加稳定，能够降低核电站核事故发生的可能性。
发明目的
核主泵有其独特的工况条件，流量大，介质为高温高压的。但是高温高压与常温常压工
况相比，只是改变了工质的物性参数，对泵的扬程不会产生变化，泵的效率略有提高。利用传统
的速度系数图表设计特殊核主泵过流部件是可行的，但是考虑核主泵的安全性能要求，需要
更进一步的设计。故为了解决上述问题，本发明提供了不同于传统的速度系数法的一种核主泵
泵体的设计方法。通过控制泵体截面的过流面积、泵进出口面积等参数来达到提高核主泵运
行的可靠性和增强泵体的安全保护作用，同时使核主泵工作更加稳定，能够降低核电站核事
故发生的可能性。
发明内容
为了解决上述问题，本发明提供了一种核主泵用准球形泵体的水力设计方法。通过改善
泵体的几个重要参数的设计方法，适应高温高压大流量的流动情况，提高核主泵用准球形泵
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)核主泵用准球形泵体的基圆直径D5
D
4
=
[
1.152
×
e
-
(
n
s
-
956.3
1365
)
2
+
0.165
×
e
-
(
n
s
-
167.5
232.2
)
2
]
×
D
3
-
-
-
(
1
)
]]>
D
5
=
(
0.9077
+
2.549
×
10
-
5
Q
+
40
-
α
59.8658
-
1.246
×
10
-
7
Q
H
+
6.175
×
10
-
6
H
2
)
×
D
4
-
-
-
(
2
)
]]>
式中：
D4-核主泵用准球形泵体的估算基圆直径，米；
ns-核主泵的比转速；
D3-核主泵导叶的出口直径，米；
D5-核主泵用准球形泵体的基圆直径，米；
Q-核主泵的设计流量，米3/秒；
H-核主泵的设计扬程，米；
Z-核主泵导叶的叶片数，米；
(2)核主泵用准球形泵体的进口宽度b5
b
5
=
b
4
+
[
1
40
×
ln
(
-
6
α
+
240
)
]
D
5
-
-
-
(
3
)
]]>
式中：
b5-核主泵用准球形泵体的进口宽度，米；
b4-核主泵导叶的出口宽度，米；
H-核主泵的设计扬程，米；
D5-核主泵用准球形泵体的基圆直径，米；
α-核主泵导叶的出口安放角，度；
(3)核主泵用准球形泵体的过流截面面积F
F
3
=
(
1.163
×
e
-
(
H
-
215.6
505.7
)
2
+
0.02789
×
e
-
(
-
0.8333
Z
+
91.7
24.92
)
2
)
Q
v
-
-
-
(
4
)
]]>
F＝(0.065lnns+0.785)F3(5)
v
=
(
0.9776
e
(
5.311
×
10
-
8
Q
)
)
-
4.761
e
(
0.0002946
Q
)
2
gH
]]>
式中：
F3-核主泵用准球形泵体的过流截面的估算面积，米2；
H-核主泵的设计扬程，米；
Q-核主泵的设计流量，米3/秒；
v-核主泵用准球形泵体的过流截面的平均速度，米/秒；
F-核主泵用准球形泵体的过流截面的面积，米2；
ns-核主泵的比转速；
Z-核主泵导叶的叶片数，米；
(4)核主泵用准球形泵体的最大外径D9
D
8
=
1868
×
e
-
(
F
-
3.042
×
10
5
1.512
×
10
4
)
2
+
186.5
×
e
-
(
F
-
3.107
×
10
5
3026
)
2
-
-
-
(
7
)
]]>
D
9
=
(
0.9496
+
0.001708
n
s
-
155
-
0.8333
Z
131.2853
-
1.1312
×
10
-
5
n
s
H
+
6.44
×
10
-
5
H
2
)
×
D
8
-
-
-
(
8
)
]]>
式中：
D8-核主泵用准球形泵体估算最大外径，米；
F-核主泵用准球形泵体的过流截面的面积，米2；
D9-核主泵用准球形泵体的最大外径，米；
ns-核主泵的比转速；
H-核主泵的设计扬程，米；
Z-核主泵导叶的叶片数，米；
泵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)核主泵用准球形泵体的断面宽度L2
L
2
=
(
0.4863
e
8.543
×
10
-
6
×
Q
-
148.6
e
-
0.0004585
×
Q
)
×
D
7
-
-
-
(
9
)
]]>
式中：
L2-核主泵用准球形泵体的断面宽度，米；
Q-核主泵的设计流量，米3/秒；
D9-核主泵用准球形泵体的最大外径，米
(6)核主泵用准球形泵体的进流位置L3
L
3
=
(
-
0.0001573
n
s
2
+
1.198
n
s
-
22.51
n
s
+
39.72
)
L
2
2
-
-
-
(
10
)
]]>
式中：
L3-核主泵用准球形泵体的进流位置，米；
L2-核主泵用准球形泵体的断面宽度，米；
ns-核主泵的比转速；
如果叶轮型式是离心式或者是偏向于离心式的混流式，那么采用泵体入口位于截面的中
心，液体径向流入的布置会大大优化泵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，那么采用泵体入口位于截面的一侧，流体与轴成一定角度的方式流入泵体的布置会大
大的优化泵体的流场。
(7)核主泵用准球形泵体出口收缩段的进口直径D6
D
6
=
(
0.5035
+
0.001584
n
s
-
0.007043
H
-
1.307
×
10
-
5
n
s
H
+
5.912
×
10
-
5
H
2
)
Q
3600
-
-
-
(
11
)
]]>
式中：
D6-核主泵用准球形泵体出口收缩段的进口直径，米；
F-核主泵泵体的过流截面的面积，米2；
(8)核主泵用准球形泵体出口收缩段的出口直径D7
D
7
=
[
6.215
e
-
(
n
s
-
1350
1097
)
2
+
1.176
e
-
(
n
s
-
395.9
250.1
)
2
]
×
Q
n
3
-
-
-
(
12
)
]]>
式中：
D7-核主泵用准球形泵体出口收缩段的出口直径，米；
ns-核主泵的比转速；
Q-核主泵的设计流量，米3/秒；
n-核主泵的设计转速，转/分钟；
(9)核主泵用准球形泵体出口收缩段的长度L和收缩角φ
L
=
f
(
D
6
-
D
7
)
=
1.126
e
-
(
H
-
205.3
68.93
)
2
+
0.4545
e
-
(
-
0.8333
Z
+
53
45.1
)
2
(
D
6
-
D
7
)
-
-
-
(
13
)
]]>
![]()
式中：
L-核主泵用准球形泵体出口收缩段的长度，米；
f-核主泵用准球形泵体出口收缩段的锥度；
![]()
-核主泵用准球形泵体出口收缩段的收缩角，度；
D6-核主泵用准球形泵体出口收缩段的进口直径，米；
D7-核主泵用准球形泵体出口收缩段的出口直径，米；
H-核主泵的设计扬程，米；
Z-核主泵导叶的叶片数，米；
(10)核主泵用准球形泵体进口段的扩散角θ
θ
=
arcsin
(
0.2112
Q
-
2037
Q
-
9465
)
-
-
-
(
15
)
]]>
式中：
θ-核主泵用准球形泵体进口段的扩散角，度；
Q-核主泵的设计流量，米3/秒；
(11)核主泵用准球形泵体进口段进口直径D0
D
0
=
[
4.901
e
-
(
n
s
-
661.8
421.7
)
2
+
1.671
e
-
(
n
s
-
320.7
190.5
)
2
]
×
Q
n
3
-
-
-
(
16
)
]]>
式中：
D0-核主泵用准球形泵体进口段进口直径，米；
H-核主泵的设计扬程，米；
Q-核主泵的设计流量，米3/秒；
根据上述步骤，可以得到一种相对系统的、精确的泵体主要参数的设计方法。
通过上述计算方法确定核主泵用准球形泵体主要几何参数，包括核主泵用准球形泵体估
算基圆直径、核主泵用准球形泵体基圆直径、核主泵用准球形泵体的出口宽度、核主泵用准
球形泵体的估算过流断面面积、核主泵用准球形泵体的过流截面面积、核主泵用准球形泵体
过流截面的平均速度、核主泵用准球形泵体的估算最大外径、核主泵用准球形泵体的最大外
径、核主泵用准球形泵体的断面宽度、核主泵用准球形泵体的进流位置、核主泵用准球形泵
体出口收缩段的进口直径、核主泵用准球形泵体出口收缩段的出口直径、核主泵用准球形泵
体出口收缩段的长度和锥度、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
体进口段的扩散角、核主泵用准球形泵体进口段的进口直径。该设计方法不同于传统相似法
与速度系数法，但能增强核主泵的承压安全性，同时使核主泵工作更加稳定，能够降低核电
站核事故发生的可能性。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式对本发明进一步说明。
图1是核主泵用准球形泵体的平面图。
图2是核主泵用准球形泵体的水体示意图。
具体实施方法
本发明通过以下几个公式来确定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的估算过流断面
面积F3、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过流截面的平均速度
v、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
准球形泵体的断面宽度L2、核主泵用准球形泵体的进流位置L3、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
体进口段的扩散角θ、核主泵用准球形泵体进口段的进口直径D0等泵体的几个参数。
此实施例是在给定设计工况流量Q、设计工况扬程H、设计工况转速n，计算叶轮水力
参数：
D
4
=
[
1.152
×
e
-
(
n
s
-
956.3
1365
)
2
+
0.165
×
e
-
(
n
s
-
167.5
232.2
)
2
]
×
D
3
-
-
-
(
1
)
]]>
D5＝(0.9077+2.549×10-5Q+0.002784H-1.246×10-7QH+6.175×10-6H2)×D4(2)
b
5
=
b
4
+
(
1
40
×
ln
H
)
D
5
-
-
-
(
3
)
]]>
F
3
=
(
1.163
×
e
-
(
H
-
215.6
505.7
)
2
+
0.02789
×
e
-
(
H
-
63.3
24.92
)
2
)
Q
v
-
-
-
(
4
)
]]>
F＝(0.065lnns+0.785)F3(5)
v
=
(
0.9776
e
(
5.311
×
10
-
8
Q
)
-
4.761
e
(
-
0.0002946
Q
)
)
2
g
H
-
-
-
(
6
)
]]>
D
8
=
1868
×
e
-
(
F
-
3.042
×
10
5
1.512
×
10
4
)
2
+
186.5
×
e
-
(
F
-
3.107
×
10
5
3026
)
2
-
-
-
(
7
)
]]>
D9＝(0.9496+0.001708ns-0.007617H-1.1312×10-5nsH+6.44×10-5H2)×D8(8)
L
2
=
(
0.4863
e
8.543
×
10
-
6
×
Q
-
148.6
e
-
0.0004585
×
Q
)
×
D
8
-
-
-
(
9
)
]]>
L
3
=
(
-
0.0001573
n
s
2
+
1.198
n
s
-
22.51
n
s
+
39.72
)
L
2
2
-
-
-
(
10
)
]]>
D
6
=
(
0.5035
+
0.001584
n
s
-
0.007043
H
-
1.307
×
10
-
5
n
s
H
+
5.912
×
10
-
5
H
2
)
Q
3600
-
-
-
(
11
)
]]>
D
7
=
[
6.215
e
-
(
n
s
-
1350
1097
)
2
+
1.176
e
-
(
n
s
-
395.9
250.1
)
2
]
×
Q
n
3
-
-
-
(
12
)
]]>
L
=
f
(
D
6
-
D
7
)
=
1.126
e
-
(
H
-
205.3
68.93
)
2
+
0.4545
e
-
(
H
-
102
45.1
)
2
(
D
6
-
D
7
)
-
-
-
(
13
)
]]>
![]()
θ
=
arcsin
(
0.2112
Q
-
2037
Q
-
9465
)
-
-
-
(
15
)
]]>
D
0
=
[
4.901
e
-
(
n
s
-
661.8
421.7
)
2
+
1.671
e
-
(
n
s
-
320.7
190.5
)
2
]
×
Q
n
3
-
-
-
(
16
)
]]>
本发明采用精确公式设计法进行水力设计，能提高泵体运行的可靠性，同时延长了使用
寿命和维修周期。由于本发明的设计方法不同于传统的速度系数法，故能有效提高泵体的承
压安全性能，同时使核主泵工作更加稳定，能够降低核电站核事故发生的可能性。
以上，为本发明专利参照实施例做出的具体说明，但是本发明并不限于上述实施例，也
包含本发明构思范围内的其他实施例或变形例。