压水堆核电站主泵叶轮的结构分析

发布时间：2020-08-21 21:49

【摘要】：反应堆冷却剂泵(以下简称主泵)作为核电站一回路系统中的动力装置,它的首要作用是驱动冷却剂在反应堆冷却剂系统内循环流动从而冷却堆芯,并将热能传导至蒸汽发生器,在每一条回路中都设置一台主泵,属于核I级安全泵。它使冷却剂将堆芯处核裂变反应所产生的巨大核裂变能量进入蒸汽发生器转化成热能,它的稳定性及可靠性与否直接关系核电站的运行状况。在进行主泵的设计时,必须选择适当的模型并考察在相应的工况运行条件下的应力、应变、形变位移、振动特性以及疲劳设计要求,从而保证其具有很高的安全性和较好的经济性。因此,利用先进的数值模拟方式对核主泵在运行过程中的结构应力场进行分析,对准确揭示其相关规律、保障主泵在运行过程中的可靠性具有十分重要的意义。本文针对福清华龙一号三四号机组M310主泵的叶轮,运用计算机数值模拟计算的方法,对其在运行工况下运行的结构应力、应变、形变、振动特性进行分析,并对主泵叶轮模型是否满足疲劳设计要求进行了验证。本文的主要工作及研究成果包括:1.纵观国内外对于核电站主泵技术的研究方向进行总结,并进行了简要分析。根据M310主泵的运行参数以及泵设计理论,设计了适用于计算机仿真计算的主泵叶轮模型。2.结合设计的主泵叶轮模型的重要参数,应用Solid Works对主泵叶轮进行三维建模。并利用ANSYS Workbench软件,对主泵叶轮进行网格划分。并对有限元方法计算结构应力、应变及形变的基本原理进行了简要的阐述。3.通过模拟分析得到叶轮叶片在运行工况下运行时所受到的应力、应变及总形变量。计算显示疲劳破坏的危险位置位于主泵叶轮出口处的叶片肋根处,并发现应力、应变及总行变量随着叶片肋根厚度的增加而减小。4.利用ANSYS有限元软件对主泵叶轮结构进行了模态分析,并得到了前15阶模态所对应的固有频率,由此得到了频域内位移PSD响应谱。利用三区间法验证了该结构满足疲劳设计要求。
【学位授予单位】：华北电力大学(北京)
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2017
【分类号】：TL353.12;TM623.91
【图文】：

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却剂主泵整体结构介绍电站一回路系统中的动力装置，它的首要作用是驱内循环流动从而冷却堆芯，并将热能传导至蒸汽发一台主泵，属于核 I 级安全泵。它的正常工作推动产生的巨大核裂变能量进入蒸汽发生器二次侧给水冷却，以防高温烧毁燃料元件导致辐射产物外逸影及可靠性与否直接关系核电站的运行状况。它的间必须有足量的冷却剂进入主泵经过叶轮加压加断的流过堆芯，用来保证冷却剂的偏离泡核沸腾比却堆芯时不会产生气化导致传热条件变得恶劣[22]。在建设的华龙一号三、四号机组采用的是 M310 机立式离心泵。它采用空气冷却以电动方式运转，并封装置[23]。整体主泵结构如图 3-1 所示。

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该圆形曲面收尾相连，形成一没有厚度的叶轮将多余的圆形曲面切除。成封闭曲面：利用边界混合命令，依次选择流面用合并命令将其封闭。成全部叶片实体：通过软件自带的实体化功能，闭曲面实体化，从而便得到了一个符合要求的，列阵出其余四个与该叶片完全一样的环绕在面切除方法将重叠的实体部分进行一体化，便成轮毂中轴槽：由于轮毂中间部分是穿轴槽位置基准面预留出轴槽位置，并利用切除工具将新可得到反应堆主泵叶轮的三维造型。操作所得到的主泵叶轮模型如图 3-2 所示，实际。

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基准面预留出轴槽位置，并利用切除工具将新可得到反应堆主泵叶轮的三维造型。操作所得到的主泵叶轮模型如图 3-2 所示，实际。图 3-2 反应堆主泵叶轮三维造型

【参考文献】