核主泵入口畸变流模型及其性能影响机理研究

发布时间：2024-05-15 04:59

　　我国自主研发了第三代核电技术“华龙一号”(HPR1000),该项核电技术和传统的二代核电技术相比,兼具能动与非能动的优势。在HPR1000中,反应堆冷却介质通过蒸汽发生器换热后由双段弯管进入核主泵内,使得核主泵入口产生畸变入流,从而对核主泵性能及系统运行产生不利影响。而之前国内外对核主泵的研究,很少有能考虑到蒸汽发生器下封头以及出口弯管对其性能的影响,并且对弯管中畸变流动的发展规律缺少量化统计。为此,本文采用数值计算和实验相结合的方法,全面考虑核主泵与蒸汽发生器、进口双弯管之间的耦合效应,研究蒸汽发生器以及入口弯管对核主泵水力性能和内部瞬态流动的影响。首先,本文根据三种入流条件选取了三种数值计算流体域模型,并得到了定常结果和系统瞬态流场,将ZH-65型蒸汽发生器与核主泵进行了合理的缩比,对全流体域几何结构进行建模和网格划分,并通过网格无关性验证确定了合适的网格数量。在均匀入流工况下,将缩比模型泵定常计算结果与试验结果进行对比,数值计算结果与试验结果取得良好的一致,验证了所选取计算模型及数值参数设置的准确性。其次,对泵入口前流场进行了分析。在入口管中取不同截面探究管路中流动的发展规律,得...

【文章页数】：76 页

【学位级别】：硕士

【部分图文】：

图1.1压水堆堆型示意图

核主泵入口畸变流模型及其性能影响机理研究2图1.1压水堆堆型示意图图1.2沸水堆堆型示意图图1.3压水堆堆型示意图1.4国内外研究现状1.4.1入流畸变对旋转机械性能影响研究在华龙一号反应堆结构中，由于蒸汽发生器与核主泵的连接方式为弯管连接，蒸汽发生器中的复杂流动经过两个弯肘时产....

图1.2沸水堆堆型示意图

核主泵入口畸变流模型及其性能影响机理研究2图1.1压水堆堆型示意图图1.2沸水堆堆型示意图图1.3压水堆堆型示意图1.4国内外研究现状1.4.1入流畸变对旋转机械性能影响研究在华龙一号反应堆结构中，由于蒸汽发生器与核主泵的连接方式为弯管连接，蒸汽发生器中的复杂流动经过两个弯肘时产....

图1.3压水堆堆型示意图

核主泵入口畸变流模型及其性能影响机理研究2图1.1压水堆堆型示意图图1.2沸水堆堆型示意图图1.3压水堆堆型示意图1.4国内外研究现状1.4.1入流畸变对旋转机械性能影响研究在华龙一号反应堆结构中，由于蒸汽发生器与核主泵的连接方式为弯管连接，蒸汽发生器中的复杂流动经过两个弯肘时产....

图2.1常见的湍流求解方法及模型

核主泵入口畸变流模型及其性能影响机理研究82.2.1湍流模拟方法目前，求解湍流的数值解法主要包括以下几种：直接数值模拟(DNS)、雷诺时均法(RANS)、大涡模拟(LES)和分离涡模拟(DES)，如图2.1所示。DNS即直接数值模拟方法可以直接求解连续方程和N-S方程，但其对计算....

本文编号：3973940