核主泵水力部件初步设计及惰转特性研究

摘要

核主泵是核电站的“心脏”，是核岛内唯一长期高速旋转的装备，其功能为:驱动核岛内高放射性高温高压水循环，将反应堆芯核裂变的热能传递给蒸汽发生器产生蒸汽，推动汽轮机发电。目前核主泵完全由美、法、俄等国垄断，我国在核主泵制造的核心技术方面几乎是空白，全部依赖进口。因此，核主泵是我国核电装备国产化必须解决的瓶颈难题。
　　核主泵作为核电站的心脏，其使役环境极端复杂，条件极其苛刻，这为其水力设计带来了重大挑战，具体表现为:1）高辐射高温高压特殊工质、大流量高扬程水力参数，2）极端工况安全性能要求，3）超长使役60年。本文针对特殊工质复杂多工况下核主泵的水力设计，主要开展了以下三个方面的工作:
　　1、水力部件造型模块软件开发及水力模型初步设计。基于VB.NET、MATLAB、SolidWorks编写了水力部件造型模块设计软件，实现了核主泵水力部件参数化设计和自动化造型。按照AP1000核主泵水力设计要求，基于自主开发的造型模块软件完成了核主泵水力模型的初步设计。
　　2、核主泵水力性能数值分析及数值方案试验验证。在计算流体力学数值理论的基础上建立了适用于核主泵水力学性能分析的数值模拟方案，并通过试验予以验证。基于核主泵水力数值模拟方案，完成了所设计核主泵水力模型的三维流场模拟，并对其速度场和压力场进行了分析。依据流场分析结果，得出核主泵水力损失的主要原因。
　　3、断电事故下核主泵惰转特性的研究。推导出基于核主泵额定工况参数的惰转转速和惰转流量瞬变公式，并通过试验予以验证。利用惰转流量瞬变公式对所设计的核主泵水力模型进行安全惰转流量验证，并对其惰转工况下的流场进行了数值模拟和分析。最后，基于惰转流量瞬变公式，提出情转工况下的核主泵设计准则，并对AP1000核主泵的惰转设计参数进行了分析。

目录

声明

致谢

摘要

1 绪论

1．1 研究背景及意义

1．2 核主泵概况

1．3 国内外研究现状

1．3．1 核主泵水力设计的热点与难点

1．3．2 关键水力部件及其设计方法

1．3．3 突发断电事故下的惰转特性研究

1．4 课题主要研究内容

1．5 本章小结

2 水力部件造型模块软件开发

2．1 水力部件设计方案的确定

2．1．1 国内泵产品CAD技术及其主要问题

2．1．2 基于软件平台的核主泵水力设计新方案

2．2 造型模块软件交互式界面与接口设计

2．2．1 造型模块的功能

2．2．2 界面及其交互设计

2．2．3 接口设计

2．3 基于SolidWorks二次开发的水力部件参数化流程设计

2．3．1 叶轮导叶设计

2．3．2 压水室设计

2．4 初步设计的水力模型

2．5 本章小结

3 核主泵水力性能数值分析及数值方案试验验证

3．1 水力模型的数值模拟方案

3．1．1 流体力学数值计算理论

3．1．2 数值模拟方案设计

3．2 数值模拟方案的试验验证

3．2．1 试验方法及设备

3．2．2 试验泵水力模型及数值模拟设置

3．2．3 试验数据与数值模拟结果的对比分析

3．3 核主泵水力模型的水力性能数值分析

3．3．1 水力模型的数值模拟设置

3．3．2 外特性性能分析

3．3．3 叶轮、导叶流体域的压力和速度场分析

3．3．4 压水室的压力及速度场分析

3．4 本章小结

4 断电事故下核主泵惰转特性的解析方法及性能分析

4．1 惰转特性的解析计算方法

4．1．1 惰转模型及一般计算方法

4．1．2 惰转模型解析计算的新方法

4．2 解析计算方法的试验验证

4．2．1 M310核主泵断电试验

4．2．2 解析值与试验结果的对比分析

4．3 核主泵水力模型的安全惰转流量验算及瞬变流场分析

4．3．1 安全惰转流量验算

4．3．2 惰转瞬变流场分析

4．4 惰转设计准则及AP1000核主泵相关设计分析

4．4．1 惰转工况下的核主泵设计准则

4．4．2 AP1000核主泵的惰转设计分析

4．4 本章小结

5 总结与展望

5．1 论文总结

5．2 研究展望

参考文献

作者简历