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压水堆核主泵流场数值模拟和空化分析

作　者: 张玉
导　师: 张凌新
学　校: 浙江大学
专　业: 流体力学
关键词: 核主泵模型空化高温高压 SIMPLEC算法
分类号: TL334
类　型: 硕士论文
年　份: 2011年
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引　用: 2次
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内容摘要

先进压水堆核电厂建设是国家应对能源问题和气候变化所采取的战略决策。保证核电厂的安全也是核电技术推广中的重中之重。核主泵是核电厂的“心脏”,保证核主泵的安全运转尤为重要。核主泵需要在高温高压环境下长期高速旋转,其对环境压力和温度的变化特别敏感,一旦发生空化,将可能对泵的性能、寿命造成严重影响。在当前条件下对核主泵进行实验成本很高,通过数值模拟对其流场及空化情况进行模拟是目前比较经济的手段。本文着重通过对核主泵的设计模型进行数值模拟,从而分析核主泵的流动规律、空化问题及空化对其性能的影响。首先简要介绍核主泵特征,核安全概念以及国内外的研究现状。核主泵的功能是驱动核岛内的高温高压水循环,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,环境压力达17.2 MPa,环境温度343℃。国内外对核主泵进行了多方面多层次的研究,但对其中空化的研究较少。其次,构建核主泵的计算模型,并对正常工况下的核主泵单相流场进行数值模拟。将核主泵三维流场通过Gambit软件划分成非结构计算网格,通过商用软件Fluent并利用SIMPLEC方法进行数值模拟。通过不同网格参数下的计算,得到主泵的Q—H性能曲线,比较计算结果得出可靠的网格模型。并利用此网格模型对核主泵内流场的压力、速度、涡量等物理量进行分析。最后,在原有的方程组中,加入完全空化模型,首先数值模拟设计工况下的核主泵流场的空化状况,并得出其可能发生空化的位置。核电站中的一回路破口事故和热阱丧失事故,均有可能导致空化的发生,为了进一步研究核主泵内空化状况,在不同环境压力和不同的环境温度下分别进行数值模拟,分析核主泵在变工况下的空化特点,并进一步比较分析得出发生空化时的临界压力和临界温度。此外,在空化严重时,核主泵的水力性能会受到损害,通过研究严重空化下的空化状况,给出其效率下降趋势,分析其危害,为核主泵的设计制造提供参考。

压水堆核主泵流场数值模拟和空化分析

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