發(fā)布時間：2024-09-17 12:31

　　核主泵核電站中核島一回路僅有的旋轉設備,稱為核島的“心臟”。由于其長期在高溫、高壓、強輻射環(huán)境中高速旋轉,一旦發(fā)生疲勞損壞,將會導致堆芯熱量不能被帶走,引起反應堆嚴重事故。而核主泵葉輪的徑向受力會使得葉輪旋轉產(chǎn)生偏心渦動,是導致轉子運行與失穩(wěn)與損壞的主要因素之一。因此,為了能夠對葉輪可靠性進行更完整的評估,必須對葉輪徑向力進行深入研究。本文圍繞著CAP1400核主泵縮尺模型進行了整機全流道數(shù)值模擬,獲取水力性能、流場流動特性、壓力脈動、徑向力及軸向力;以徑向力為主要研究對象進行分析,并結合水力性能試驗證明計算平臺的可行。首先,對葉輪與靜子部件間隙結構進行簡化,根據(jù)計算結果對簡化的合理性進行分析;再改變口環(huán)間隙大小及前腔室形狀,重點考察其對前腔室流域流場及徑向力的影響,為動靜間隙的設計優(yōu)化及間隙流的研究積累經(jīng)驗;其次,對不同導葉位置模型進行數(shù)值研究,對比整機流場及葉輪徑向力變化,為葉輪與導葉的匹配設計提出建議;最后,以小破口事故中惰轉工況為例,對葉輪徑向力進行計算,為極端工況下的葉輪可靠性評估提供參考。研究表明:（1）核主泵計算模型間隙結構簡化會大大增加誤差,僅在徑向力研究中可簡化掉后腔室...

【文章頁數(shù)】：73 頁

【學位級別】：碩士

【文章目錄】：
摘要
Abstract
1 緒論
    1.1 研究背景及意義
        1.1.1 核電的發(fā)展及戰(zhàn)略地位
        1.1.2 核主泵簡介
    1.2 國內外研究現(xiàn)狀
    1.3 本文研究的主要內容
2 數(shù)值計算基本理論及模型建立
    2.1 數(shù)值計算理論基礎
        2.1.1 流動控制方程
        2.1.2 湍流數(shù)值模擬方法
        2.1.3 離散化方法
        2.1.4 CFX軟件簡介
    2.2 CAP1400核主泵模型建立
        2.2.1 模型選取及三維建模
        2.2.2 網(wǎng)格劃分
        2.2.3 數(shù)值計算設置
    2.3 本章小結
3 間隙結構對核主泵徑向力影響
    3.1 間隙結構簡化對核主泵內部流動及葉輪徑向力影響
        3.1.1 間隙簡化模型與水力性能
        3.1.2 間隙簡化對核主泵內部流動影響
        3.1.3 徑向力及軸向力比較
    3.2 口環(huán)間隙變化對核主泵流場及葉輪徑向力影響
        3.2.1 口環(huán)間隙方案與水力性能比較
        3.2.2 間隙大小對流場的影響
        3.2.3 各口環(huán)間隙方案下的葉輪徑向力及軸向力
    3.3 前腔室形狀對葉輪徑向力影響初探
        3.3.1 前腔室形狀參數(shù)化建模
        3.3.2 第一組模型徑向力分析
        3.3.3 第二組模型徑向力分析及參數(shù)化擬合
        3.3.4 第三組模型徑向力分析及參數(shù)化擬合
    3.4 本章小結
4 導葉周向位置對葉輪徑向力影響
    4.1 模型導葉周向位置
    4.2 不同導葉位置模型壓力分析
        4.2.1 流場壓力云圖
        4.2.2 葉輪出口壓力脈動
    4.3 不同導葉周向位置下的徑向力
    4.4 本章小結
5 某小破口事故下葉輪徑向力分析
    5.1 小破口事故簡介及研究方案選取
        5.1.1 小破口事故文獻背景
        5.1.2 本章研究方案確定
    5.2 惰轉工況水力性能及流場分析
        5.2.1 核主泵水力性能變化
        5.2.2 流場比較
    5.3 惰轉工況徑向力分析
    5.4 本章小結
結論
參考文獻
附錄A 水力性能試驗檢驗報告
攻讀碩士學位期間發(fā)表學術論文情況
致謝



本文編號：4005457