【摘要】：核電具有低污染物排放、節(jié)約能源、發(fā)電效率高、原料成本低等優(yōu)點,隨著和工程技術的不斷發(fā)展,核電的安全性也是越來越高。把核電作為未來能源行業(yè)的一個重要發(fā)展方向已經(jīng)成為世界范圍內(nèi)的共識。在我國的能源結構調(diào)整中,核電始終被給予厚望。目前我國核電自主化已經(jīng)取得了優(yōu)異成績,但在核主泵等關鍵技術上仍然存在短板。核主泵(反應堆冷卻劑泵組)是壓水堆核電站中最關鍵的核島一回路主設備之一,是核島內(nèi)唯一的旋轉(zhuǎn)設備,其功能是驅(qū)動一回路中帶有放射性的高溫冷卻劑連續(xù)循環(huán),實現(xiàn)堆芯與蒸汽發(fā)生器之間的熱能交換,從而產(chǎn)生高壓蒸汽,經(jīng)由汽輪機及汽輪發(fā)電機實現(xiàn)發(fā)電。核主泵的設計制造是我國核電自主化過程中遇到的一個重大技術難題,為了解決問題,相關研究人員務必投入更多的時間和精力深入研究,尋求解決途徑。為了極大限度地保障核島安全,核主泵的冷卻功能不僅須要滿足反應堆正常工作需要,也要能夠經(jīng)受得住各類事故工況的考驗,例如斷水、全場斷電、破口、卡軸等嚴重事故。本文以小破口下卡軸事故工況下核主泵水動力特性為研究對象,研究事故過程中AP1000核主泵的響應情況,為優(yōu)化改進核主泵提供重要依據(jù)。目前有關核主泵小破口事故的研究較多,但對卡軸工況下核主泵自身運行情況的研究較少。本文通過試驗和模擬對小破口下卡軸事故中AP1000核主泵的水動力特性做了大量研究,主要包括以下內(nèi)容:(1)對現(xiàn)有核主泵四象限的表達方式進行推導并介紹了歸一化法表達方式,該方法簡介準確地描述卡軸事故工況下核主泵外特性變化,是關于這一工況研究的理論基礎;(2)對AP1000核主泵水力樣機進行試驗,發(fā)現(xiàn)卡軸事故的嚴重程度對葉輪由額定轉(zhuǎn)速到徹底停轉(zhuǎn)的過渡過程影響較大,而流量變化受卡軸事故嚴重程度的影響不大。泵腔上表面附近不同位置壓力脈動初值、終值以及變化曲線幾乎一致,只是振幅有所區(qū)別,而且早在葉輪徹底停轉(zhuǎn)之前泵腔上表面附近壓力值就已經(jīng)降至最低值。小破口條件對卡軸事故發(fā)生后流量、葉輪轉(zhuǎn)速的變化過程影響較小,對泵腔上表面附近壓力脈動產(chǎn)生的影響主要在于壓力脈動變化區(qū)間和振幅;(3)使用CFD模擬AP1000核主泵的卡軸事故發(fā)現(xiàn),事故工況下核主泵外特性各參數(shù)變化趨勢各異,動靜葉片干涉頻率降低導致葉輪出口處流速和壓力的脈動頻率降低,流速振幅逐漸增加、壓力振幅逐漸減小,葉輪、導葉、泵腔內(nèi)的流動逐漸紊亂,各過流部件內(nèi)的渦流獲得發(fā)展,漩渦程度加重,在某個時間段達到頂峰,之后漩渦逐漸發(fā)散,渦流程度下降;(4)使用CFD模擬AP1000核主泵在小破口下的卡軸事故發(fā)現(xiàn),事故初期核主泵揚程、軸扭矩、功率變化具有滯后性小破口程度越嚴重則這種滯后性就越明顯,事故過程中泵內(nèi)內(nèi)低于空化壓力的區(qū)域(本文稱為低壓區(qū))從泵進口向泵出口延伸,泵內(nèi)空泡聚集區(qū)域(含汽率高于5%的區(qū)域)完全包含于低壓區(qū),且主要分布在葉片背面,葉輪內(nèi)含汽率最高的部位在低壓區(qū)與高壓區(qū)的交界面處,隨著卡軸事故的持續(xù),泵內(nèi)低壓區(qū)和空泡分布區(qū)域不斷縮小,縮小方向是朝著葉片進口背面靠近前蓋板位置;小破口下卡軸事故中泵內(nèi)液相流動受空泡破裂潰滅干擾在葉輪高低壓區(qū)交界處發(fā)生混亂,泵內(nèi)各處流速整體上呈下降的趨勢,但是下降幅度和震蕩情況各不相同,事故發(fā)生以后核主泵葉輪對流體做功能力的變化過程與無小破口條件時基本一致但也存在較小區(qū)別,同樣,小破口下卡軸事故中葉輪徑向力合力變化過程與無小破口條件時相近,只是在事故的前0.1s內(nèi)存在先陡降后陡增的過程。
【學位授予單位】：江蘇大學
【學位級別】：碩士
【學位授予年份】：2017
【分類號】：TM623

【參考文獻】

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1 周，

本文編號：2539956