作為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)中提供冷卻劑循環(huán)動力的關(guān)鍵設(shè)備,核主泵是承載流體動量變化的重要載體,在水力過渡過程中表現(xiàn)出的內(nèi)部流動特性和外特性是評估其安全可靠性的重要依據(jù),同時,核主泵過渡過程所引起的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)性能變化和不穩(wěn)定性是十分值得關(guān)注的�；谔卣骶�法的系統(tǒng)仿真關(guān)注于系統(tǒng)尺度上發(fā)生的事情,不關(guān)注各元件內(nèi)部的流動特性,三維CFD仿真適用于研究元件內(nèi)部流動的特性和機(jī)理,但準(zhǔn)確地確定邊界條件是一件困難的事情。因此,本文探究將反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)仿真和核主泵三維CFD仿真結(jié)合起來,用一維與三維耦合求解的方法研究核主泵過渡過程中的瞬態(tài)特性。本文首先進(jìn)行了反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)對核主泵性能影響的研究。針對CAP1400反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)中蒸汽發(fā)生器和主泵直接連接的特殊結(jié)構(gòu),對核主泵葉輪和蒸汽發(fā)生器下腔室進(jìn)行聯(lián)合簡化建模,探究了非均勻入流條件對核主泵性能的影響,結(jié)果表明該條件下核主泵揚程、扭矩下降,軸向力減小但徑向力顯著增大,泵的臨界空化余量增大,抗空化性能降低。為了進(jìn)一步考慮系統(tǒng)對核主泵性能的影響,論文基于一維熱流體系統(tǒng)仿真軟件對反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)進(jìn)行簡化建模,通過流量-壓力平衡模擬分析和惰轉(zhuǎn)過渡過程仿真,分...

【文章頁數(shù)】：65 頁

【學(xué)位級別】：碩士

【文章目錄】：
摘要
Abstract
1 緒論
    1.1 課題研究背景及意義
    1.2 研究現(xiàn)狀
        1.2.1 水力系統(tǒng)過渡過程研究現(xiàn)狀
        1.2.2 水力機(jī)械瞬態(tài)特性研究現(xiàn)狀
        1.2.3 一維/三維耦合模擬研究現(xiàn)狀
    1.3 本文主要研究內(nèi)容
2 計算模型與方法
    2.1 計算流體動力學(xué)
        2.1.1 流體控制方程
        2.1.2 湍流模型
    2.2 特征線方程
3 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)對核主泵性能的影響
    3.1 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)概況
    3.2 蒸汽發(fā)生器下腔室對核主泵性能影響的研究
        3.2.1 下腔室與核主泵聯(lián)合計算模型及計算方法
        3.2.2 下腔室對核主泵性能的影響
    3.3 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)模型的建立
        3.3.1 簡化方法
        3.3.2 數(shù)學(xué)模型
    3.4 系統(tǒng)模型可靠性驗證與過渡過程研究
4 核主泵變流量過渡過程瞬態(tài)特性
    4.1 計算模型與計算方法
    4.2 變流量過渡過程與準(zhǔn)穩(wěn)態(tài)比較
        4.2.1 水力性能
        4.2.2 水動力性能
    4.3 近設(shè)計流量工況失速特性
        4.3.1 失速特征識別
        4.3.2 導(dǎo)葉內(nèi)失速的流體動力學(xué)特征
        4.3.3 導(dǎo)葉內(nèi)失速對徑向力的影響
5 泵系統(tǒng)瞬態(tài)特性耦合分析
    5.1 耦合計算邊界信息傳遞方法
    5.2 耦合計算平臺的建立
    5.3 耦合速率及穩(wěn)定性分析
結(jié)論與展望
參考文獻(xiàn)
攻讀碩士學(xué)位期間發(fā)表學(xué)術(shù)論文情況
致謝



本文編號：3777629