核主泵及其系统过渡过程瞬态特性研究

发布时间：2023-04-01 18:20

　　作为反应堆冷却剂系统中提供冷却剂循环动力的关键设备,核主泵是承载流体动量变化的重要载体,在水力过渡过程中表现出的内部流动特性和外特性是评估其安全可靠性的重要依据,同时,核主泵过渡过程所引起的反应堆冷却剂系统性能变化和不稳定性是十分值得关注的。基于特征线法的系统仿真关注于系统尺度上发生的事情,不关注各元件内部的流动特性,三维CFD仿真适用于研究元件内部流动的特性和机理,但准确地确定边界条件是一件困难的事情。因此,本文探究将反应堆冷却剂系统仿真和核主泵三维CFD仿真结合起来,用一维与三维耦合求解的方法研究核主泵过渡过程中的瞬态特性。本文首先进行了反应堆冷却剂系统对核主泵性能影响的研究。针对CAP1400反应堆冷却剂系统中蒸汽发生器和主泵直接连接的特殊结构,对核主泵叶轮和蒸汽发生器下腔室进行联合简化建模,探究了非均匀入流条件对核主泵性能的影响,结果表明该条件下核主泵扬程、扭矩下降,轴向力减小但径向力显著增大,泵的临界空化余量增大,抗空化性能降低。为了进一步考虑系统对核主泵性能的影响,论文基于一维热流体系统仿真软件对反应堆冷却剂系统进行简化建模,通过流量-压力平衡模拟分析和惰转过渡过程仿真,分...

【文章页数】：65 页

【学位级别】：硕士

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摘要
Abstract
1 绪论
    1.1 课题研究背景及意义
    1.2 研究现状
        1.2.1 水力系统过渡过程研究现状
        1.2.2 水力机械瞬态特性研究现状
        1.2.3 一维/三维耦合模拟研究现状
    1.3 本文主要研究内容
2 计算模型与方法
    2.1 计算流体动力学
        2.1.1 流体控制方程
        2.1.2 湍流模型
    2.2 特征线方程
3 反应堆冷却剂系统对核主泵性能的影响
    3.1 反应堆冷却剂系统概况
    3.2 蒸汽发生器下腔室对核主泵性能影响的研究
        3.2.1 下腔室与核主泵联合计算模型及计算方法
        3.2.2 下腔室对核主泵性能的影响
    3.3 反应堆冷却剂系统模型的建立
        3.3.1 简化方法
        3.3.2 数学模型
    3.4 系统模型可靠性验证与过渡过程研究
4 核主泵变流量过渡过程瞬态特性
    4.1 计算模型与计算方法
    4.2 变流量过渡过程与准稳态比较
        4.2.1 水力性能
        4.2.2 水动力性能
    4.3 近设计流量工况失速特性
        4.3.1 失速特征识别
        4.3.2 导叶内失速的流体动力学特征
        4.3.3 导叶内失速对径向力的影响
5 泵系统瞬态特性耦合分析
    5.1 耦合计算边界信息传递方法
    5.2 耦合计算平台的建立
    5.3 耦合速率及稳定性分析
结论与展望
参考文献
攻读硕士学位期间发表学术论文情况
致谢



本文编号：3777629