本文關(guān)鍵詞：流固耦合作用下的核主泵葉輪分析　出處：《大連理工大學(xué)》2011年碩士論文　論文類型：學(xué)位論文

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【摘要】：核反應(yīng)堆冷卻劑循環(huán)泵是為冷卻劑輸送提供動(dòng)力并將熱量排出的設(shè)備,是核島反應(yīng)堆一回路壓力邊界重要組成部分,有核島反應(yīng)堆的“心臟”之稱。目前核主泵制造的核心技術(shù)仍由少數(shù)幾個(gè)國(guó)家壟斷,在核主泵的設(shè)計(jì)制造技術(shù)空白,已經(jīng)嚴(yán)重制約了我國(guó)核電事業(yè)的發(fā)展。 為實(shí)現(xiàn)核主泵的制造國(guó)產(chǎn)化,通過(guò)CFD數(shù)值模擬軟件CFX,應(yīng)用RNGκ-ε湍流模型對(duì)某核主泵進(jìn)行全流道三維數(shù)值模擬。獲得葉輪表面壓力分布規(guī)律,為核主泵葉輪結(jié)構(gòu)分析與疲勞壽命評(píng)估提供了基礎(chǔ)荷載數(shù)據(jù)。 葉輪口環(huán)對(duì)核主泵的性能有著重要影響。本文分析了前口環(huán)間隙變化對(duì)核主泵整機(jī)性能、內(nèi)部流動(dòng)以及軸向力和徑向力的影響。研究表明,隨口環(huán)間隙增大,泵的性能均有所下降,軸向力增大。 對(duì)比分析幾種情況下的模態(tài)分析,不難發(fā)現(xiàn),離心力及流場(chǎng)壓力對(duì)核主泵葉輪的動(dòng)力學(xué)特性影響很小,流體的阻尼對(duì)動(dòng)力學(xué)特性影響較大。
[Abstract]:The coolant circulation pump of nuclear reactor is a device that provides power for heat transfer and expelled heat. It is an important part of the pressure loop of the first loop of nuclear reactor. It has the "heart" of nuclear island reactor. At present, the core technology of nuclear main pump manufacturing is still monopolized by a few countries. The blank of design and manufacturing technology of nuclear main pump has seriously restricted the development of nuclear power industry in China.
【學(xué)位授予單位】：大連理工大學(xué)
【學(xué)位級(jí)別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2011
【分類號(hào)】：TH311

【引證文獻(xiàn)】

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2 張野;AP1000核主泵流固耦合數(shù)值分析及動(dòng)靜葉匹配研究[D];大連理工大學(xué);2012年

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本文編號(hào)：1338081