本文關鍵詞：AP1000核主泵高效水力模型設計與性能研究　出處：《大連理工大學》2012年碩士論文　論文類型：學位論文

  更多相關文章： 核主泵 水力模型 �；O計 優(yōu)化策略 非定常算法

【摘要】：在壓水堆核電站中,一回路循環(huán)的工質(zhì)水與核反應堆直接接觸,吸收和傳遞大量的熱量,工質(zhì)工作溫度、壓力變得很高,工作流量很大,還具有放射性,因此與之匹配的驅(qū)動冷卻劑工質(zhì)循環(huán)的核主泵具有高溫高壓大流量的特征。核主泵作為核島內(nèi)唯一高速運轉(zhuǎn)的裝備,無論是從安全性還是從性能上,對它的要求都比普通水泵高很多,其核心設計和制造技術目前被國外一些國家壟斷,并嚴格保密,我國并未掌握,在這種背景下,如何突破國外的技術封鎖,實現(xiàn)核主泵的國產(chǎn)化設計制造等問題就突現(xiàn)出來。 本文探索了AP1000三代核主泵高效水力部件的設計方法,完善了之前研究提出的基于CFD的核主泵�；O計方法,對由7葉片葉輪、18葉片導葉以及中心出口蝸殼構(gòu)成的核主泵整機進行了設計與分析,最終獲得的核主泵水力模型具有最佳的動靜葉片數(shù)匹配,較優(yōu)良的水力特性和抗汽蝕特性,為三代核主泵的國產(chǎn)化設計做出了初步嘗試。 首先,本文利用之前研究提出的基于CFD的核主泵�；O計方法討論了核主泵葉輪改變?nèi)~片數(shù)的模化設計問題,并因此擴展了該方法的應用范圍,總結(jié)出改變?nèi)~輪葉片數(shù)后帶來的設計問題。在這一部分,將之前研究設計得到的AP1000核主泵葉輪葉片數(shù)從5片改為7片,并利用三種湍流模型k-ε、SA、SST模型對核主泵內(nèi)部流動進行三維數(shù)值模擬,同時分析其水力特性和空化特性,再根據(jù)內(nèi)部流動分析尋找合適的優(yōu)化策略,優(yōu)化7葉片葉輪的葉片型線和進口角度。結(jié)果表明,策略得當,效果明顯。 然后,本文從動靜葉片數(shù)匹配的角度完成了核主泵18葉片導葉的設計,從保證運行可靠性與安全性的角度完成了核主泵中心出口等截面蝸殼的設計。采用Harmonic非定常算法計算分析了核主泵葉輪與導葉之間的動靜葉干涉效應,重點研究了葉輪與導葉徑向間隙對泵性能的影響以及整機的全工況性能。文中兼顧泵的揚程與效率要求,認為間隙為15-17mm時核主泵性能最佳,這為以后的設計提供了有益參考。計算得到的整機全工況性能曲線趨勢較好,水力效率達到86%,所設計的核主泵整機模型滿足了核主泵苛刻的水動力強度、汽蝕、水力等要求。 最后,本文對不同功率要求的核主泵整機設計進行了嘗試,研究發(fā)現(xiàn)基于CFD的核主泵�；O計方法雖然是在葉輪設計過程中提出的,但是可以推廣到整機設計。通過AP1200、AP1400核主泵的嘗試設計,表明完善后的基于CFD的�；O計方法,其突出特點是能夠方便地完成整機(包括葉輪、導葉、蝸殼)的設計,能遺傳模型泵的優(yōu)良性能,并簡化設計過程,縮短設計周期。
[Abstract]:The nuclear main pump is the only high - speed running equipment in the nuclear island . The nuclear main pump is the only high - speed operating equipment in the nuclear island . In this paper , the design method of the high - efficiency hydraulic component of the AP1000 nuclear main pump is explored , and the design and analysis of the nuclear main pump based on CFD in the previous study are perfected . The main pump hydraulic model composed of 7 blade impeller , 18 blade guide vane and central outlet volute is designed and analyzed . The final nuclear main pump hydraulic model has the best dynamic and static blade number matching , excellent hydraulic characteristics and cavitation erosion characteristics , and makes a preliminary attempt for the localization design of the three - generation nuclear main pump . First , the modeling design of the impeller of the nuclear main pump is discussed in this paper , and the application range of the method is extended , and the design problems caused by changing the number of blades of the impeller are summarized . In this part , the three turbulence models k - 蔚 , SA and SST are used to simulate the internal flow of the nuclear main pump . The blade profile and the inlet angle of the 7 blade impeller are optimized according to the internal flow analysis . The results show that the strategy is good and the effect is obvious . In this paper , the design of the blade guide vane of the nuclear main pump is completed from the angle of the number matching of the dynamic and static blades . The effect of the radial clearance between the impeller and the guide vane of the nuclear main pump is calculated from the angle of ensuring the operation reliability and the safety . The effect of the radial clearance between the impeller and the guide vane on the performance of the pump and the full working condition of the whole machine are analyzed . Finally , the design of the nuclear main pump with different power requirements is attempted . It is found that the design method of the nuclear main pump based on CFD is proposed in the design of the impeller , but it can be extended to the design of the whole machine . Through the design of AP1200 and AP1400 nuclear main pump , it shows that the improved CFD - based modeling design method can easily complete the design of the whole machine ( including the impeller , guide vane and volute ) , and can simplify the design process and shorten the design cycle .

【學位授予單位】：大連理工大學
【學位級別】：碩士
【學位授予年份】：2012
【分類號】：TH311

【參考文獻】

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本文編號：1406963