我國自主研發(fā)了第三代核電技術(shù)“華龍一號”(HPR1000),該項核電技術(shù)和傳統(tǒng)的二代核電技術(shù)相比,兼具能動與非能動的優(yōu)勢。在HPR1000中,反應(yīng)堆冷卻介質(zhì)通過蒸汽發(fā)生器換熱后由雙段彎管進入核主泵內(nèi),使得核主泵入口產(chǎn)生畸變?nèi)肓?從而對核主泵性能及系統(tǒng)運行產(chǎn)生不利影響。而之前國內(nèi)外對核主泵的研究,很少有能考慮到蒸汽發(fā)生器下封頭以及出口彎管對其性能的影響,并且對彎管中畸變流動的發(fā)展規(guī)律缺少量化統(tǒng)計。為此,本文采用數(shù)值計算和實驗相結(jié)合的方法,全面考慮核主泵與蒸汽發(fā)生器、進口雙彎管之間的耦合效應(yīng),研究蒸汽發(fā)生器以及入口彎管對核主泵水力性能和內(nèi)部瞬態(tài)流動的影響。首先,本文根據(jù)三種入流條件選取了三種數(shù)值計算流體域模型,并得到了定常結(jié)果和系統(tǒng)瞬態(tài)流場,將ZH-65型蒸汽發(fā)生器與核主泵進行了合理的縮比,對全流體域幾何結(jié)構(gòu)進行建模和網(wǎng)格劃分,并通過網(wǎng)格無關(guān)性驗證確定了合適的網(wǎng)格數(shù)量。在均勻入流工況下,將縮比模型泵定常計算結(jié)果與試驗結(jié)果進行對比,數(shù)值計算結(jié)果與試驗結(jié)果取得良好的一致,驗證了所選取計算模型及數(shù)值參數(shù)設(shè)置的準(zhǔn)確性。其次,對泵入口前流場進行了分析。在入口管中取不同截面探究管路中流動的發(fā)展規(guī)律,得...

【文章頁數(shù)】：76 頁

【學(xué)位級別】：碩士

【部分圖文】：

圖1.1壓水堆堆型示意圖

核主泵入口畸變流模型及其性能影響機理研究2圖1.1壓水堆堆型示意圖圖1.2沸水堆堆型示意圖圖1.3壓水堆堆型示意圖1.4國內(nèi)外研究現(xiàn)狀1.4.1入流畸變對旋轉(zhuǎn)機械性能影響研究在華龍一號反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)中，由于蒸汽發(fā)生器與核主泵的連接方式為彎管連接，蒸汽發(fā)生器中的復(fù)雜流動經(jīng)過兩個彎肘時產(chǎn)....

圖1.2沸水堆堆型示意圖

核主泵入口畸變流模型及其性能影響機理研究2圖1.1壓水堆堆型示意圖圖1.2沸水堆堆型示意圖圖1.3壓水堆堆型示意圖1.4國內(nèi)外研究現(xiàn)狀1.4.1入流畸變對旋轉(zhuǎn)機械性能影響研究在華龍一號反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)中，由于蒸汽發(fā)生器與核主泵的連接方式為彎管連接，蒸汽發(fā)生器中的復(fù)雜流動經(jīng)過兩個彎肘時產(chǎn)....

圖1.3壓水堆堆型示意圖

核主泵入口畸變流模型及其性能影響機理研究2圖1.1壓水堆堆型示意圖圖1.2沸水堆堆型示意圖圖1.3壓水堆堆型示意圖1.4國內(nèi)外研究現(xiàn)狀1.4.1入流畸變對旋轉(zhuǎn)機械性能影響研究在華龍一號反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)中，由于蒸汽發(fā)生器與核主泵的連接方式為彎管連接，蒸汽發(fā)生器中的復(fù)雜流動經(jīng)過兩個彎肘時產(chǎn)....

圖2.1常見的湍流求解方法及模型

核主泵入口畸變流模型及其性能影響機理研究82.2.1湍流模擬方法目前，求解湍流的數(shù)值解法主要包括以下幾種：直接數(shù)值模擬(DNS)、雷諾時均法(RANS)、大渦模擬(LES)和分離渦模擬(DES)，如圖2.1所示。DNS即直接數(shù)值模擬方法可以直接求解連續(xù)方程和N-S方程，但其對計算....

本文編號：3973940