發(fā)布時(shí)間：2024-09-17 12:31

　　核主泵核電站中核島一回路僅有的旋轉(zhuǎn)設(shè)備,稱為核島的“心臟”。由于其長期在高溫、高壓、強(qiáng)輻射環(huán)境中高速旋轉(zhuǎn),一旦發(fā)生疲勞損壞,將會(huì)導(dǎo)致堆芯熱量不能被帶走,引起反應(yīng)堆嚴(yán)重事故。而核主泵葉輪的徑向受力會(huì)使得葉輪旋轉(zhuǎn)產(chǎn)生偏心渦動(dòng),是導(dǎo)致轉(zhuǎn)子運(yùn)行與失穩(wěn)與損壞的主要因素之一。因此,為了能夠?qū)θ~輪可靠性進(jìn)行更完整的評(píng)估,必須對(duì)葉輪徑向力進(jìn)行深入研究。本文圍繞著CAP1400核主泵縮尺模型進(jìn)行了整機(jī)全流道數(shù)值模擬,獲取水力性能、流場流動(dòng)特性、壓力脈動(dòng)、徑向力及軸向力;以徑向力為主要研究對(duì)象進(jìn)行分析,并結(jié)合水力性能試驗(yàn)證明計(jì)算平臺(tái)的可行。首先,對(duì)葉輪與靜子部件間隙結(jié)構(gòu)進(jìn)行簡化,根據(jù)計(jì)算結(jié)果對(duì)簡化的合理性進(jìn)行分析;再改變口環(huán)間隙大小及前腔室形狀,重點(diǎn)考察其對(duì)前腔室流域流場及徑向力的影響,為動(dòng)靜間隙的設(shè)計(jì)優(yōu)化及間隙流的研究積累經(jīng)驗(yàn);其次,對(duì)不同導(dǎo)葉位置模型進(jìn)行數(shù)值研究,對(duì)比整機(jī)流場及葉輪徑向力變化,為葉輪與導(dǎo)葉的匹配設(shè)計(jì)提出建議;最后,以小破口事故中惰轉(zhuǎn)工況為例,對(duì)葉輪徑向力進(jìn)行計(jì)算,為極端工況下的葉輪可靠性評(píng)估提供參考。研究表明:（1）核主泵計(jì)算模型間隙結(jié)構(gòu)簡化會(huì)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(xué)位級(jí)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(nèi)外研究現(xiàn)狀
    1.3 本文研究的主要內(nèi)容
2 數(shù)值計(jì)算基本理論及模型建立
    2.1 數(shù)值計(jì)算理論基礎(chǔ)
        2.1.1 流動(dòng)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(jì)算設(shè)置
    2.3 本章小結(jié)
3 間隙結(jié)構(gòu)對(duì)核主泵徑向力影響
    3.1 間隙結(jié)構(gòu)簡化對(duì)核主泵內(nèi)部流動(dòng)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(duì)核主泵內(nèi)部流動(dòng)影響
        3.1.3 徑向力及軸向力比較
    3.2 口環(huán)間隙變化對(duì)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(duì)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(duì)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(jié)
4 導(dǎo)葉周向位置對(duì)葉輪徑向力影響
    4.1 模型導(dǎo)葉周向位置
    4.2 不同導(dǎo)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(dòng)
    4.3 不同導(dǎo)葉周向位置下的徑向力
    4.4 本章小結(jié)
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(xiàn)背景
        5.1.2 本章研究方案確定
    5.2 惰轉(zhuǎn)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(zhuǎn)工況徑向力分析
    5.4 本章小結(jié)
結(jié)論
參考文獻(xiàn)
附錄A 水力性能試驗(yàn)檢驗(yàn)報(bào)告
攻讀碩士學(xué)位期間發(fā)表學(xué)術(shù)論文情況
致謝



本文編號(hào)：4005457