壓水堆核主泵流場(chǎng)數(shù)值模擬和空化分析.pdf

1、先進(jìn)壓水堆核電廠建設(shè)是國(guó)家應(yīng)對(duì)能源問(wèn)題和氣候變化所采取的戰(zhàn)略決策。保證核電廠的安全也是核電技術(shù)推廣中的重中之重。核主泵是核電廠的“心臟”,保證核主泵的安全運(yùn)轉(zhuǎn)尤為重要。核主泵需要在高溫高壓環(huán)境下長(zhǎng)期高速旋轉(zhuǎn),其對(duì)環(huán)境壓力和溫度的變化特別敏感,一旦發(fā)生空化,將可能對(duì)泵的性能、壽命造成嚴(yán)重影響。在當(dāng)前條件下對(duì)核主泵進(jìn)行實(shí)驗(yàn)成本很高,通過(guò)數(shù)值模擬對(duì)其流場(chǎng)及空化情況進(jìn)行模擬是目前比較經(jīng)濟(jì)的手段。本文著重通過(guò)對(duì)核主泵的設(shè)計(jì)模型進(jìn)行數(shù)值模擬,從而分

2、析核主泵的流動(dòng)規(guī)律、空化問(wèn)題及空化對(duì)其性能的影響。
　　 首先簡(jiǎn)要介紹核主泵特征,核安全概念以及國(guó)內(nèi)外的研究現(xiàn)狀。核主泵的功能是驅(qū)動(dòng)核島內(nèi)的高溫高壓水循環(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,環(huán)境壓力達(dá)17.2 Mpa,環(huán)境溫度343℃。國(guó)內(nèi)外對(duì)核主泵進(jìn)行了多方面多層次的研究,但對(duì)其中空化的研究較少。
　　 其次,構(gòu)建核主泵的計(jì)算模型,并對(duì)正常工況下的核主泵單相流場(chǎng)進(jìn)行數(shù)值模擬。將核主泵三維流

3、場(chǎng)通過(guò)Gambit軟件劃分成非結(jié)構(gòu)計(jì)算網(wǎng)格,通過(guò)商用軟件Fluent并利用SIMPLEC方法進(jìn)行數(shù)值模擬。通過(guò)不同網(wǎng)格參數(shù)下的計(jì)算,得到主泵的Q-H性能曲線,比較計(jì)算結(jié)果得出可靠的網(wǎng)格模型。并利用此網(wǎng)格模型對(duì)核主泵內(nèi)流場(chǎng)的壓力、速度、渦量等物理量進(jìn)行分析。
　　 最后,在原有的方程組中,加入完全空化模型,首先數(shù)值模擬設(shè)計(jì)工況下的核主泵流場(chǎng)的空化狀況,并得出其可能發(fā)生空化的位置。核電站中的一回路破口事故和熱阱喪失事故,均有可能導(dǎo)致