核主泵水力部件动静位置关系对径向力影响

发布时间：2024-09-17 12:31

　　核主泵核电站中核岛一回路仅有的旋转设备,称为核岛的“心脏”。由于其长期在高温、高压、强辐射环境中高速旋转,一旦发生疲劳损坏,将会导致堆芯热量不能被带走,引起反应堆严重事故。而核主泵叶轮的径向受力会使得叶轮旋转产生偏心涡动,是导致转子运行与失稳与损坏的主要因素之一。因此,为了能够对叶轮可靠性进行更完整的评估,必须对叶轮径向力进行深入研究。本文围绕着CAP1400核主泵缩尺模型进行了整机全流道数值模拟,获取水力性能、流场流动特性、压力脉动、径向力及轴向力;以径向力为主要研究对象进行分析,并结合水力性能试验证明计算平台的可行。首先,对叶轮与静子部件间隙结构进行简化,根据计算结果对简化的合理性进行分析;再改变口环间隙大小及前腔室形状,重点考察其对前腔室流域流场及径向力的影响,为动静间隙的设计优化及间隙流的研究积累经验;其次,对不同导叶位置模型进行数值研究,对比整机流场及叶轮径向力变化,为叶轮与导叶的匹配设计提出建议;最后,以小破口事故中惰转工况为例,对叶轮径向力进行计算,为极端工况下的叶轮可靠性评估提供参考。研究表明:（1）核主泵计算模型间隙结构简化会大大增加误差,仅在径向力研究中可简化掉后腔室...

【文章页数】：73 页

【学位级别】：硕士

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摘要
Abstract
1 绪论
    1.1 研究背景及意义
        1.1.1 核电的发展及战略地位
        1.1.2 核主泵简介
    1.2 国内外研究现状
    1.3 本文研究的主要内容
2 数值计算基本理论及模型建立
    2.1 数值计算理论基础
        2.1.1 流动控制方程
        2.1.2 湍流数值模拟方法
        2.1.3 离散化方法
        2.1.4 CFX软件简介
    2.2 CAP1400核主泵模型建立
        2.2.1 模型选取及三维建模
        2.2.2 网格划分
        2.2.3 数值计算设置
    2.3 本章小结
3 间隙结构对核主泵径向力影响
    3.1 间隙结构简化对核主泵内部流动及叶轮径向力影响
        3.1.1 间隙简化模型与水力性能
        3.1.2 间隙简化对核主泵内部流动影响
        3.1.3 径向力及轴向力比较
    3.2 口环间隙变化对核主泵流场及叶轮径向力影响
        3.2.1 口环间隙方案与水力性能比较
        3.2.2 间隙大小对流场的影响
        3.2.3 各口环间隙方案下的叶轮径向力及轴向力
    3.3 前腔室形状对叶轮径向力影响初探
        3.3.1 前腔室形状参数化建模
        3.3.2 第一组模型径向力分析
        3.3.3 第二组模型径向力分析及参数化拟合
        3.3.4 第三组模型径向力分析及参数化拟合
    3.4 本章小结
4 导叶周向位置对叶轮径向力影响
    4.1 模型导叶周向位置
    4.2 不同导叶位置模型压力分析
        4.2.1 流场压力云图
        4.2.2 叶轮出口压力脉动
    4.3 不同导叶周向位置下的径向力
    4.4 本章小结
5 某小破口事故下叶轮径向力分析
    5.1 小破口事故简介及研究方案选取
        5.1.1 小破口事故文献背景
        5.1.2 本章研究方案确定
    5.2 惰转工况水力性能及流场分析
        5.2.1 核主泵水力性能变化
        5.2.2 流场比较
    5.3 惰转工况径向力分析
    5.4 本章小结
结论
参考文献
附录A 水力性能试验检验报告
攻读硕士学位期间发表学术论文情况
致谢



本文编号：4005457