核主泵水力模型设计与优化一体化平台构建

发布时间：2020-05-09 13:49

【摘要】：核反应堆冷却剂泵(又称核主泵),被誉为是核电站的“心脏”,在各种核设施的安全等级分类中,属于核安全一级设备。为保障反应堆堆芯的热量被及时带走,确保核主泵在恶劣的工作环境下长期稳定运行,核主泵无论是在设计上还是制造上都有着更高的要求。当前,虽然我国已经引进了三代核主泵,也正在消化吸收与自主设计,但是其关键过流部件的设计与制造技术仍被少数几个核大国垄断,这对我国核电事业的大力发展造成严重制约。因此,深入研究核主泵高效高可靠水力模型的构建,对我国核电事业的进一步发展具有深远的意义。基于结构安全可靠性的考虑,核主泵泵壳在结构上设计成近似球形的形状。前期研究表明,这种类球形蜗壳结构以及出水管的布置方式,是三代核主泵内水力损失较大的主要原因之一。不同导叶包角与出口相对位置直接影响到导叶与蜗壳的配合。导叶包角过大会增加液流的沿程摩擦损失,从而降低泵的水力效率；反之,导叶包角过小,则降低了叶片对流体的控制能力和液流的稳定性,也不利于提高泵的效率。鉴于此,本文在前人研究基础上,采用试验设计、近似模型和全局优化算法相结合的优化策略,专门针对导叶包角与出口相对位置进行了优化,获得了较优的包角值与出口相对位置,减少了流动损失,提高了核主泵的效率。叶轮出口与导叶入口之间的交互效应,也是影响核主泵水力性能的重要原因。因此,在对导叶与蜗壳交互效应优化的基础上,本文采用多学科优化软件Isight对本文所使用的优化策略进行集成,并且通过程序语言python进行界面开发,对集成的优化平台进行封装,初步构建了核主泵水力模型设计优化平台。该平台的开发提高了核主泵水力设计的快速性与有效性,节省了过流部件优化过程中不可避免的大量重复性的人力消耗,并为以后此种优化策略的应用提供有力的工具。最后,基于本文初步构建的核主泵一体化设计优化平台,对核主泵叶轮及其与导叶进口之间的交互效应进行了整体优化,进一步提高了课题组在前期研究中获得的三代核主泵模型泵的水力性能。
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的发展概况逡逑５０年代起，美国和前苏联首先开始了对核主泵的研究工作，并一套完整的核主菜设计技术和相应的生产体系。德国、法国、日本术，经过消化吸收，和不断的创新获得了生产拥有自主知识产目前为止，核主栗总共经历了邋３代的发展历程：逡逑验堆时期使用屏蔽电机栗，，其采用了屏蔽套结构来隔离定子与会产生大量祸流造成损失，因此屏蔽电机菜的工作效率比较低，压水堆机组的发电量为２００？３００ＭＷ等级。逡逑着机组容量的不断扩充，核主菜的功率需求也在提高，屏蔽电其向轴封式主菜发展的重要原因。１９６５－１９７０年，压水堆机组等级，核主栗运行功率约为４０００ｋＷ，由于众多的录供应商（如德，轴封式核主栗得到了充分的发展和完善。１９７０－１９８０年，压水００ＭＷ等级，三环路的标准设计被应用在反应堆冷却剂系统之中０？３３０ＭＷ之间，核主菜的各项性能参数得到了一定的标准化

够得获得较好的网格质量情况下，一般多采用结构化网格。逡逑中的网格都是采用ＩＧＧ／ＡｕｔｏＧｒｉｄ５划分的结构化网格。ＡｕｔｏＧｒｉｄＳ供选择，包括默认的拓扑结构ＨＨＯＨＨ邋（０５Ｈ）、ＨＯＨ和Ｈ＆Ｉ。０机械具有较高的适应性，在多数情况下可以保证较高的网格质量。网格使用０５Ｈ拓扑结构，如下图２．１所示－逡逑
【学位授予单位】：大连理工大学
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2015
【分类号】：TM623;TL353.12

【参考文献】

相关期刊论文 前2条

1 臧明昌;第三代核电和西屋公司AP1000评述[J];核科学与工程;2005年02期

2 王红志;;一种实用的混流泵叶轮设计方法[J];机电工程技术;2006年03期

本文编号：2656232