【摘要】：反應堆冷卻劑循環(huán)泵又被稱為核主泵，其最重要的功能就是給核電站堆芯提供冷卻劑，使冷卻劑在核電站一回路系統(tǒng)內循環(huán)冷卻，以確保足夠的冷卻劑流量將反應堆堆芯產生的熱量帶走。核主泵長期安全可靠的運行對核電站正常運行、防止堆芯過熱的發(fā)生極為重要，因此，，核主泵常被比作為核電站的“心臟”。 國內外很多學者都對核主泵內部流場進行了分析研究工作，大多數都主要關注在不同流量工況下的核主泵在穩(wěn)態(tài)和非穩(wěn)態(tài)下的運行特點，而對于核主泵內部的零部件，比如核主泵的葉片的研究相對較少。當核主泵在核電站中正常運行時，核主泵內部流場的水流會猛烈沖擊葉輪葉片，從而造成在葉輪表明上產生細小的裂紋。例如在中國西南地區(qū)的一個電站，由于導葉上有一個破口而造成泵周期性的振動，從而是兩個葉輪葉片斷裂，造成了巨大的經濟損失。所以對核主泵內部非定常流場分析及流場對主泵葉輪應力影響是本文主要研究內容。 本文建立了一個包括進出口、葉輪、導葉、蝸殼組成的全流道模型泵模型，并且對模型泵進行外特性計算，采用試驗驗證的方法證明水力模型的準確性，然后對模型泵進行非定常計算，得到模型泵內部非定常流場特點，計算得到由動靜干涉引起的壓力脈動。 核主泵的一個重要難題是用計算機方法去解決水動力引起的應力。在本文中，通過建立一個包括進出口、葉輪、導葉、蝸殼組成的全流道模型，并且計算不同工況下的核主泵特性，使用流固耦合方法將流場計算得到的壓力分布加載到葉輪上。結果表明：葉輪最大米塞斯應力在葉輪葉片出口邊和后蓋板接觸處，此處容易出現(xiàn)疲勞；葉輪的最大應力與流場成正相關的關系；葉輪最大應力有明顯的周期性，其周期決定于導葉葉片數。
【圖文】：

技術規(guī)格書中明確要求主泵的超長期、穩(wěn)定、安全和可靠的運行，這同時也要求主泵的葉輪也必須在各種工況下安全穩(wěn)定的工作。田灣核電站在前期的運行過程中發(fā)現(xiàn)葉輪斷裂的現(xiàn)象，如圖1-1所示。此事故導致該主泵葉輪報廢，其原因主要可以分為主觀原因和客觀原因：其主觀原因是生產該葉輪的工廠缺乏制造葉輪的經驗，在葉輪生產和制造過程中技術檢測能力相對薄弱；與此同時，中方的無損檢測人員和技術人員技術水平不過關，在檢測過程中未發(fā)現(xiàn)葉輪的缺陷；其客觀原因主要是因為葉輪運行過程中，在高溫、高壓和強輻射的反應堆冷卻劑中進行高速旋轉，受到冷卻劑液體的強烈沖擊產生的周期性載荷的作用，并且葉輪在旋轉中產生的離心力載荷的作用等各種不確定載荷，使主泵葉輪的某個部位應力過于集中，并且產生了微小裂紋，隨著疲勞載荷的作用

模型泵葉輪三維示意圖
【學位授予單位】：上海交通大學
【學位級別】：碩士
【學位授予年份】：2014
【分類號】：TL353.12

【參考文獻】

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本文編號：2654803