一种核主泵隔热装置流固耦合温度场测试装置的制作方法

1.本发明涉及核主泵隔热装置测试技术领域，尤其涉及一种核主泵隔热装置流固耦合温度场测试装置。


背景技术：

2.核主泵作为核岛关键设备之一，其核心技术及数据受国外垄断和封锁。隔热装置作为核主泵水导轴承及机械密封两大核心部件的保护屏障，现阶段只能采用计算分析的手段获取隔热装置温度场数据。但由于主泵极高的可靠性要求，理论数据无法真实反映设备的运行状态，因此需要采用试验的手段获取准确的数据，为核主泵的优化改进提供准确的数据支撑。


技术实现要素：

3.(一)要解决的技术问题
4.鉴于现有技术的上述缺点、不足，本发明提供一种核主泵隔热装置流固耦合温度场测试装置，通过试验手段获取真实可靠的隔热装置的温度场数据，解决了现有技术中理论数据无法真实反映设备运行状态的技术问题。
5.(二)技术方案
6.为了达到上述目的，本发明提供了一种核主泵隔热装置流固耦合温度场测试装置，具体技术方案如下：
7.一种核主泵隔热装置流固耦合温度场测试装置，包括：
8.壳体，壳体内设置有支撑筒和导叶筒，导叶筒与壳体之间设置有热水腔，热水腔用于供高温水循环；
9.转子组件，设于支撑筒内，端部与电机相连；
10.隔热装置，设于支撑筒的外周，并位于导叶筒内；
11.隔热装置与支撑筒之间还设置有折流装置，通过折流装置在壳体、转子组件、支撑筒和隔热装置间形成供冷水循环的冷却腔；
12.测温组件，设于壳体的外周，并与冷却腔和隔热组件多点位接触，用于测量任一点位的温度信息。
13.进一步地，壳体的底部设置有底座，顶部设置有电机支架；
14.电机置于电机支架上，动力输出端通过联轴器与转子组件相连；
15.电机支架内设置有上轴承体，底座内设置有下轴承体，转子组件的两端分别转动连接于上轴承体和下轴承体内。
16.进一步地转子组件包括：
17.转轴，依次穿过电机支架、上轴承体、壳体、支撑筒、导叶筒、底座及下轴承体，并通过水导轴承转动连接于支撑筒内；
18.螺旋增压器和下轴套，套设于转轴的外周，并与转轴固定连接。
19.进一步地，转轴驱动端的外周还套设有驱动侧密封体，驱动侧密封体与壳体顶部密封连接，用于对冷却腔进行密封；
20.转轴非驱动端的外周还套设有非驱动侧密封体，非驱动侧密封体顶端与导叶筒底部密封连接，底端与壳体底部密封连接，以将热水腔与冷却腔进行隔离，并对热水腔进行密封。
21.进一步地，冷却腔进水口n1设于壳体顶部，出水口n2设于非驱动端密封体上；
22.热水腔进水口n3设于壳体底部，出水口n3设于壳体侧壁上，并位于壳体上方。
23.进一步地，还包括逆流装置；
24.逆流装置一端连接于非驱动侧密封体上，并与冷却腔相连通，逆流装置另一端连接于壳体侧壁上，并与热水腔相连通。
25.进一步地，逆流装置包括逆止阀和截止阀；
26.截止阀进口通过管路与热水腔相连通，截止阀出口通过管路与逆止阀进口相连，逆止阀出口通过管路与冷却腔的出水口n2相连。
27.进一步地，隔热装置包括上隔热体和下隔热体；
28.下隔热体设于导叶筒内，上隔热体设于下隔热体内，底部与下隔热体相连。
29.进一步地，测温组件包括多个测温元件；
30.其中一个测温元件设于壳体顶部，端部穿设于冷却腔内，其中一个测温元件设于壳体侧壁上，端部与导叶筒相接触，剩余测温元件设于壳体侧壁上，端部分别与上隔热体和下隔热体相接触。
31.优选地，上轴承体为深沟球轴承，下轴承体为2个角接触球轴承，2个角接触球轴承背靠背设置。
32.(三)有益效果
33.本发明提供的一种核主泵隔热装置流固耦合温度场测试装置，用于对隔热装置进行温度场测试，解决了现有技术的不足。
34.本发明中，通过设置壳体，壳体内设置有支撑筒和导叶筒，导叶筒与壳体之间为热水腔。转子组件转动连接于壳体内，并位于支撑筒内，然后将折流装置套设于支撑筒的外周，将隔热装置套设于折流装置的外周，并位于导叶筒内，通过折流装置在隔热装置、支撑筒、转子组件和壳体之间形成冷却区，冷却区用于供冷却水循环。进一步，壳体上还设置有测温组件，测温组件与冷却腔、热水腔及隔热装置多点位接触，用于采集任一点位的温度信息。其中，导叶筒模拟核主泵的导叶设置，试验时，在热水腔内注满高温水，高温水不断循环，然后在冷却腔内注满冷水，通过将冷水在冷却腔内不断循环冷却，以模拟核主泵的真实使用工况，通过将测温组件采集的不同点位处的温度场数据与理论数据进行比对，然后通过优化隔热装置的仿真模型对理论数据进行校对，进而优化隔热装置的结构，以对核主泵的核心部件进行保护。
附图说明
35.此处所说明的附图用来提供对本技术的进一步理解，构成本技术的一部分，本技术的示意性实施例及其说明用于解释本技术，并不构成对本技术的不当限定，在附图中：
36.图1为具体实施方式中核主泵隔热装置流固耦合温度场测试装置的剖视图。
37.【附图标记说明】
38.1、底座；2、下轴承体；
39.3、非驱动侧密封体；301、非驱动侧机械密封安装体；302、非驱动侧机械密封；
40.4、逆流装置；401、逆止阀；402、截止阀；
41.5、壳体；501、下壳体；502、上壳体；
42.6、导叶筒；
43.7、隔热装置；701、下隔热体；702；上隔热体；
44.8、下轴套；9、水导轴承；10、折流装置；11、支撑筒；12、测温元件；13、上轴筒；
45.14、驱动侧密封体；141、驱动侧机械密封安装体；142、驱动侧机械密封；
46.15、螺旋增压器；16、转轴；17、锁紧螺母；18、上轴承体；19、电机支架；20、联轴器；21、电机；22、下轴筒。
具体实施方式
47.为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚，下面将结合本发明的优选实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行更加详细的描述。在附图中，自始至终相同或类似的标号表示相同或类似的元件或具有相同或类似功能的元件。所描述的实施例是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。下面通过参考附图描述的实施例是示例性的，旨在用于解释本发明，而不能理解为对本发明的限制。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有作出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。下面结合附图对本发明的实施例进行详细说明。
48.在本实施例的描述中，需要理解的是，术语“中心”、“纵向”、“横向”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”“内”、“外”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本实施例和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本实施例保护范围的限制。
49.核主泵作为核岛关键设备之一，用于驱动冷却剂在反应堆冷却剂系统内循环流动，因此，核主泵是核岛内唯一旋转设备，属于核电站的一级设备。
50.核主泵内的隔热装置作为核主泵的核心部件，用于对转子组件、水导轴承9及密封组件进行保护，防止水导轴承9及密封组件受热损坏，影响主泵运行的安全性。而现阶段隔热装置7在设计时，通过构建隔热装置7的仿真模型，然后对仿真模型进行有限元分析以获得隔热装置7的理论温度场数据，但理论数据无法真实反应设备的运行状态，易导致隔热装置7存在设计缺陷，影响核主泵的使用可靠性。因此迫切需要一种测试装置，通过试验手段获取隔热装置7的真实温度场数据，以优化隔热装置7的结构设计。
51.基于上述目的，本技术提供了一个实施例，一种核主泵隔热装置流固耦合温度场测试装置，包括壳体5、转子组件、隔热装置7和测温组件。其中，壳体5内设置有支撑筒11和导叶筒6，导叶筒6与壳体5之间设置有热水腔，热水腔用于供高温水循环。转子组件转动连接于壳体5内，并位于支撑筒11内，转子组件端部与电机21相连，电机21工作能够带动转子组件转动。隔热装置7套设于支撑筒11的外周，并位于导叶筒6内，隔热装置7与支撑筒11之间还设置有折流装置10，通过折流装置10在壳体5、转子组件、支撑筒11和隔热装置7间形成
冷却腔，冷却腔用于供冷水循环，测温组件设于壳体5的外周，端部与冷却腔、热水腔和隔热组件多点位接触，用于测量任一点位的温度信息，将实际测得的任一点位处的温度信息与计算所得的理论数据进行对比，通过优化隔热装置7的仿真模型对理论数据进行校对，进而优化隔热装置7的结构设计，保证核主泵的使用可靠性。
52.可以理解的是，本实施例的导叶筒6模拟核主泵的导叶设计，导叶筒6的厚度与导叶的厚度相一致，隔热装置7具有阻止热量传递功能，防止热水腔内高温水的热量传递至转子组件内，影响转子组件的使用性能。本试验装置用于验证隔热装置7的隔热性能，通过将测得的隔热装置7及冷却腔和热水腔内多点位的温度信息与理论数据进行对比，以优化隔热装置7的结构设计。
53.具体试验时，首先在热水腔内注满高温水，冷却腔内注满冷却水，控制电机21启动，带动转子组件旋转，同时控制高温水在热水腔内不断循环，控制冷却水在冷却腔内不断循环，对转子组件进行冷却，模拟核主泵真实使用工况。然后通过测温组件获取各点位的温度信息，将获取的温度信息与理论数据进行对比，通过优化隔热装置7的仿真模型对理论数据进行修正，解决了现有技术中理论数据无法真实反映核主泵的真实运行工况，导致隔热装置7无法满足核主泵极高的可靠性使用需求。
54.本实施例中，壳体5的底部设置有底座1，顶部设置有电机支架19，电机21置于电机21支架19上，动力输出端通过联轴器20与转子组件相连；电机21支架19内设置有上轴承体18，底座1内设置有下轴承体2，转子组件的两端分别转动连接于上轴承体18和下轴承体2内。
55.如图1所述，本实施例中的底座1和电机支架19均为筒体，筒体的两端设置有法兰，底座1通过螺栓与壳体5底部相连，壳体5顶部通过螺栓与电机支架19相连，为立式结构。电机21固定于电机支架19的顶部法兰上，动力输出端穿过顶部法兰，通过联轴器20与转子组件相连，上轴承体18设于电机支架19内，为深沟球轴承，下轴承体2设于底座1内，为2个背靠背设置的角接触球轴承内，转子组件的两端分别转动连接深沟球轴承及2个角接触球轴承内。本实施例中，上轴承体18和下轴承体2的轴承设置方式能够很好的平衡转子组件转动过程中产生的轴向力。
56.本实施例的壳体5包括上壳体502、下壳体501和封盖，下壳体501通过螺栓固定于底座1上，导叶筒6通过螺栓安装于下壳体501内，导叶筒6与下壳体501之间的空间为热水腔，上壳体502为变径筒，封盖设于上壳体502的小口端，并通过螺栓与电机支架19相连，大口端通过螺栓与导叶筒6相连，隔热装置7置于导叶筒6内，顶部与上壳体502内壁相接触。
57.进一步地，本实施例中的转子组件包括转轴16、螺旋增压器15和下轴套8，转轴16依次穿过电机支架19、上轴承体18、壳体5、支撑筒11、导叶筒6、底座1及下轴承体2，并通过水导轴承转动连接于支撑筒11内。螺旋增压器15和下轴套8分别套设于转轴16的外周，并与转轴16固定连接。
58.其中，转轴16的两端转动连接于上轴承体18和下轴承体2内，端部与电机21的动力输出端相连，螺旋增压器15及下轴套8分别通过平键套设于转轴16的外周，转轴16的外周还旋拧有锁紧螺母17，锁紧螺母17与下轴套8相抵接。转轴16与电机21的连接端为驱动端，远离电机21的一端为非驱动端。壳体内还设置有上轴筒13和下轴筒22，上轴筒13套设于转轴16驱动端的外周，上轴筒13顶部与壳体5相抵接，底部与螺旋增压器15相抵接，用于对冷却
腔进行分流。下轴筒22连接于壳体5的轴孔内，下轴套8转动连接于下轴筒22内，外周与下轴筒22内壁之间设置有间隙，用于对冷却腔进行节流。
59.本实施例中，转轴16驱动端的外周还套设有驱动侧密封体14，驱动侧密封体14与壳体5相连，用于对冷却腔进行密封，转轴16非驱动端的外周还套设有非驱动侧密封体3，非驱动侧密封体3顶端与导叶筒6底部密封连接，底端与壳体5底部密封连接，以将热水腔与冷却腔进行隔离，并对热水腔进行密封。
60.其中，驱动侧密封体14包括驱动侧机械密封安装体141和驱动侧机械密封142，驱动侧机械密封安装体141套设于转轴16的外周，并通过螺栓与壳体5顶部连接，驱动侧机械密封142套设于转轴16的外周，与转轴16外周密封连接，并通过螺栓安装于驱动侧机械密封安装体141上，对冷却腔进行密封。非驱动侧密封体143包括非驱动侧机械密封302安装体301和非驱动侧机械密封302，非驱动侧机械密封302安装体301套设于转轴16的外周，并通过螺栓与壳体5底部连接，并与下轴筒22的底部密封连接，将冷却腔和热水腔进行隔离。非驱动侧机械密封302套设于转轴16的外周，与转轴16外周密封连接，并通过螺栓安装于非驱动侧机械密封302安装体301上，对热水腔进行密封。
61.具体地，冷却腔进水口n1设于壳体5顶部，出水口n2设于非驱动侧密封体143上，热水腔进水口n3设于壳体5底部，出水口n4设于壳体5侧壁，并位于壳体5顶部。
62.冷却过程为：冷却水由进水口n1流入冷却腔，然后在冷却腔内循环，然后再经冷却腔出水口n2流出，以对转轴16及水导轴承9进行充分冷却，避免水导轴承9受热损坏，影响密封效果及使用性能。
63.高温水泵送过程为：高温水由进水口n3流入，再由出水口n4流出，使导叶筒6均匀受热，模拟核主泵的高温环境下的真实使用工况。
64.进一步地，本实施例的核主泵隔热装置7流固耦合温度场测试装置还包括逆流装置4，逆流装置4一端连接于非驱动端密封体上，并与冷却腔相连通，逆流装置4另一端连接于壳体5侧壁上，并与热水腔相连通。
65.逆流装置4具体包括逆止阀401和截止阀402，其中，截止阀402进口通过液压管路与热水腔相连通，截止阀402出口通过液压管路与逆止阀401进口相连，逆止阀401出口通过液压管路与冷却腔的出水口n2相连，可通过打开逆流装置4的截止阀402，热水腔内的高温水就会经液压管道流入冷却腔内，模拟核主泵运行事故工况，通过测温组件监测冷却腔的温度，并获取冷却腔温升至极限温度所需的时间。
66.本实施例中，隔热装置7包括上隔热体702和下隔热体701，上隔热体702和下隔热体701均为筒状圆柱结构，其中，下隔热体701设于导叶筒6内，上隔热体702置于下隔热体701内，并与下隔热体701的筒底相连。
67.如图1所述，导叶筒6内设置有止口，下隔热体701置于导叶筒6内，顶部法兰坐设于止口处，并通过螺栓进行固定。下隔热体701的筒底还设置有向上突起的卡环，上隔热体702的底部对应设置有卡槽，上隔热体702置于下隔热体701内，卡环卡设于卡槽内，上隔热体702的顶部为锥形，与上壳体502变径部分内壁相接触。
68.测温组件包括多个测温元件12，其中一个测温元件12位于壳体5顶部，端部插设于冷却腔内，用于测量冷却腔的温度，其中一个测温元件12设于壳体5上，端部与导叶筒6接触，通过导叶筒6的温度获取热水腔的温度，剩余测温元件12分别设于壳体5的不同位置处，
并与上隔热体702、下隔热体701多点位接触，用于测量隔热装置7不同点位处的温度信息。本实施例中，多个测温元件12的布置方式可获取隔热装置7各点位温度，以及热水腔和冷却腔内的流体温度，温度测量过程中，不影响冷却腔及热水腔内的流体状态，且隔热装置7的多点位测量能够能反应出温度变化梯度，使测得的数据更加真实可靠。
69.上述为核主泵隔热装置流固耦合温度场测试装置的具体结构，试验装置采用冷却水和高温水分流设计，通过此试验装置可模拟核主泵运行工况和事故工况下高温环境及其内部介质流动状态，同时可实现从运行工况到事故工况的相互切换，使测试获得的温度场数据更加真实可靠，然后基于测得的温度场数据与理论数据进行比对，通过优化隔热装置7的仿真模型对理论数据进行修正，进而优化隔热装置7的结构，以对核主泵的核心部件进行保护。
70.以上所述，仅为本发明的较佳的具体实施方式，但本发明的保护范围并不局限于此，任何熟悉本技术领域的技术人员在本发明揭露的技术范围内，根据本发明的技术方案及其发明构思加以等同替换或改变，都涵盖在本发明的保护范围内。