核主泵是核電站的“心臟”,是核島內(nèi)唯一長(zhǎng)期高速旋轉(zhuǎn)的裝備,其功能為：驅(qū)動(dòng)核島內(nèi)高放射性高溫高壓水循環(huán),將反應(yīng)堆芯核裂變的熱能傳遞給蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生蒸汽,推動(dòng)汽輪機(jī)發(fā)電。目前核主泵完全由美、法、俄等國(guó)壟斷,我國(guó)在核主泵制造的核心技術(shù)方面幾乎是空白,全部依賴(lài)進(jìn)口。因此,核主泵是我國(guó)核電裝備國(guó)產(chǎn)化必須解決的瓶頸難題。核主泵作為核電站的心臟,其使役環(huán)境極端復(fù)雜,條件極其苛刻,這為其水力設(shè)計(jì)帶來(lái)了重大挑戰(zhàn),具體表現(xiàn)為：1)高輻射高溫高壓特殊工質(zhì)、大流量高揚(yáng)程水力參數(shù),2)極端工況安全性能要求,3)超長(zhǎng)使役60年。本文針對(duì)特殊工質(zhì)復(fù)雜多工況下核主泵的水力設(shè)計(jì),主要開(kāi)展了以下三個(gè)方面的工作：1、水力部件造型模塊軟件開(kāi)發(fā)及水力模型初步設(shè)計(jì)�；赩B.NET、 MATLAB、SolidWorks編寫(xiě)了水力部件造型模塊設(shè)計(jì)軟件,實(shí)現(xiàn)了核主泵水力部件參數(shù)化設(shè)計(jì)和自動(dòng)化造型。按照AP1000核主泵水力設(shè)計(jì)要求,基于自主開(kāi)發(fā)的造型模塊軟件完成了核主泵水力模型的初步設(shè)計(jì)。2、核主泵水力性能數(shù)值分析及數(shù)值方案試驗(yàn)驗(yàn)證。在計(jì)算流體力學(xué)數(shù)值理論的基礎(chǔ)上建立了適用于核主泵水力學(xué)性能分析的數(shù)值模擬方案,并通過(guò)試驗(yàn)予以驗(yàn)證�；�... 

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【學(xué)位級(jí)別】：碩士

【文章目錄】：
致謝
摘要
Abstract
目錄
1 緒論
    1.1 研究背景及意義
    1.2 核主泵概況
    1.3 國(guó)內(nèi)外研究現(xiàn)狀
        1.3.1 核主泵水力設(shè)計(jì)的熱點(diǎn)與難點(diǎn)
        1.3.2 關(guān)鍵水力部件及其設(shè)計(jì)方法
        1.3.3 突發(fā)斷電事故下的惰轉(zhuǎn)特性研究
    1.4 課題主要研究?jī)?nèi)容
    1.5 本章小結(jié)
2 水力部件造型模塊軟件開(kāi)發(fā)
    2.1 水力部件設(shè)計(jì)方案的確定
        2.1.1 國(guó)內(nèi)泵產(chǎn)CAD技術(shù)及其主要問(wèn)題
        2.1.2 基于軟件平臺(tái)的核主泵水力設(shè)計(jì)新方案
    2.2 造型模塊軟件交互式界面與接口設(shè)計(jì)
        2.2.1 造型模塊的功能
        2.2.2 界面及其交互設(shè)計(jì)
        2.2.3 接口設(shè)計(jì)
    2.3 基于SolidWorks二次開(kāi)發(fā)的水力部件參數(shù)化流程設(shè)計(jì)
        2.3.1 葉輪導(dǎo)葉設(shè)計(jì)
        2.3.2 壓水室設(shè)計(jì)
    2.4 初步設(shè)計(jì)的水力模型
    2.5 本章小結(jié)
3 核主泵水力性能數(shù)值分析及數(shù)值方案試驗(yàn)驗(yàn)證
    3.1 水力模型的數(shù)值模擬方案
        3.1.1 流體力學(xué)數(shù)值計(jì)算理論
        3.1.2 數(shù)值模擬方案設(shè)計(jì)
    3.2 數(shù)值模擬方案的試驗(yàn)驗(yàn)證
        3.2.1 試驗(yàn)方法及設(shè)備
        3.2.2 試驗(yàn)泵水力模型及數(shù)值模擬設(shè)置
        3.2.3 試驗(yàn)數(shù)據(jù)與數(shù)值模擬結(jié)果的對(duì)比分析
    3.3 核主泵水力模型的水力性能數(shù)值分析
        3.3.1 水力模型的數(shù)值模擬設(shè)置
        3.3.2 外特性性能分析
        3.3.3 葉輪、導(dǎo)葉流體域的壓力和速度場(chǎng)分析
        3.3.4 壓水室的壓力及速度場(chǎng)分析
    3.4 本章小結(jié)
4 斷電事故下核主泵惰轉(zhuǎn)特性的解析方法及性能分析
    4.1 惰轉(zhuǎn)特性的解析計(jì)算方法
        4.1.1 惰轉(zhuǎn)模型及一般計(jì)算方法
        4.1.2 惰轉(zhuǎn)模型解析計(jì)算的新方法
    4.2 解析計(jì)算方法的試驗(yàn)驗(yàn)證
        4.2.1 M310核主泵斷電試驗(yàn)
        4.2.2 解析值與試驗(yàn)結(jié)果的對(duì)比分析
    4.3 核主泵水力模型的安全惰轉(zhuǎn)流量驗(yàn)算及瞬變流場(chǎng)分析
        4.3.1 安全惰轉(zhuǎn)流量驗(yàn)算
        4.3.2 惰轉(zhuǎn)瞬變流場(chǎng)分析
    4.4 惰轉(zhuǎn)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則及AP1000核主泵相關(guān)設(shè)計(jì)分析
        4.4.1 惰轉(zhuǎn)工況下的核主泵設(shè)計(jì)準(zhǔn)則
        4.4.2 AP1000核主泵的惰轉(zhuǎn)設(shè)計(jì)分析
    4.5 本章小結(jié)
5 總結(jié)與展望
    5.1 論文總結(jié)
    5.2 研究展望
參考文獻(xiàn)
作者簡(jiǎn)歷


【參考文獻(xiàn)】：
期刊論文
[1]基于數(shù)值模擬核主泵水力優(yōu)化設(shè)計(jì)平臺(tái)開(kāi)發(fā)[J]. 王鵬飛,阮曉東,鄒俊,傅新.  液壓與氣動(dòng). 2010(12)
[2]壓水堆核電廠(chǎng)冷卻劑主循環(huán)泵的技術(shù)歷程和發(fā)展（Ⅰ）[J]. 黃經(jīng)國(guó).  水泵技術(shù). 2009(04)
[3]斷電事故對(duì)核主泵安全特性影響的試驗(yàn)研究[J]. 劉夏杰,劉軍生,王德忠,楊哲,張繼革.  原子能科學(xué)技術(shù). 2009(05)
[4]探討改進(jìn)AP1000標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)[J]. 馬習(xí)朋.  中國(guó)核電. 2008(03)
[5]提高核能戰(zhàn)略地位 確保能源安全和可持續(xù)發(fā)展[J]. 俞軍.  全球科技經(jīng)濟(jì)瞭望. 2008(01)
[6]淺談壓水堆核電站主泵[J]. 蔡龍,張麗平.  水泵技術(shù). 2007(04)
[7]離心葉輪軸面的數(shù)值化設(shè)計(jì)方法[J]. 張人會(huì),楊軍虎,劉宜.  蘭州理工大學(xué)學(xué)報(bào). 2007(04)
[8]核反應(yīng)堆冷卻劑循環(huán)泵的現(xiàn)狀及發(fā)展[J]. 秦武,李志鵬,沈宗沼,靳衛(wèi)華.  水泵技術(shù). 2007(03)
[9]基于CAD系統(tǒng)的離心泵葉輪軸面投影繪型[J]. 王艷艷,李紅,季柳金.  排灌機(jī)械. 2006(03)
[10]加快開(kāi)發(fā)我國(guó)核能產(chǎn)業(yè)實(shí)現(xiàn)能源結(jié)構(gòu)多樣化[J]. 顧忠茂,劉長(zhǎng)欣,傅滿(mǎn)昌.  中國(guó)能源. 2003(12)

碩士論文
[1]斷電事故下核主泵內(nèi)流場(chǎng)數(shù)值模擬[D]. 徐一鳴.大連理工大學(xué) 2011
[2]斷電事故下核主泵流動(dòng)及振動(dòng)特性研究[D]. 劉夏杰.上海交通大學(xué) 2008



本文編號(hào)：3088429