AP1000核反應堆冷卻劑泵過流部件水力設計及流固耦合研究.pdf

1、目前我國正在大力引進和吸收AP1000核電技術，并要在AP1000核電基礎上自主開發(fā)CAP1400核電，而作為核電站核島中關鍵設備之一的核主泵設計及制造技術在我國尚屬空白，這嚴重制約了我國核電的發(fā)展。在此背景下本文對AP1000核主泵過流部件進行水力設計和流固耦合的研究具有實際意義。
　　 本文設計了AP1000核主泵的主要過流部件葉輪、導葉、蝸殼，采用數值模擬方法對核主泵進行了內流場研究和性能預測，對核主泵葉片的剛強度和振動特

2、性進行了分析，采用流固耦合技術對流場和結構場間相互作用進行了研究。
　　 本文主要工作及研究成果包括：
　　 1.總結了核電和主泵的發(fā)展歷程和研究現狀，并進行簡要分析，確定了本文的基本研究路線。闡述了混流式核主泵的設計理論，在此基礎上對主泵葉輪、導葉、蝸殼進行了水力設計，確定主要結構參數；
　　 2.運用Pro/E和ANSYS Workbench軟件對主泵實體和流道進行三維實體建模及網格劃分，并對流場、結構應力場

3、耦合(流固耦合)計算的控制方程、離散求解方法和網格劃分技術等進行了簡要闡述；
　　 3.對核主泵壓水室的三種導葉和四種蝸殼設計方案進行定常流動數值模擬，并對計算結果進行對比分析。采用RANS雷諾時均方程進行數值求解，以標準k-ε湍流模型來封閉雷諾應力項，應用SIMPLEC算法進行不可壓縮流動壓力場的求解，實現了不同壓水室設計方案下主泵的內流場數值模擬和性能預測；
　　 4.運用CFX軟件對主泵進行定常和非定常內流場計算。

4、定常計算得出主泵定常內流場分布和葉片水壓力，為單向流固耦合做準備；非定常計算得出主泵非定常內流場分布及葉輪和導葉相對位置變化對主泵性能的影響；
　　 5.應用ANSYS Workbench軟件，采用單向順序耦合方法，對主泵葉輪、主軸和上飛輪進行靜應力和模態(tài)分析，得到主泵的力學特性和模態(tài)振型，并對計算結果進行詳細的分析。結果表明：主泵的最大等效應力產生在葉片壓力面與輪轂接觸處，大小為112.49MPa小于葉輪材料的許用應力；最大應

5、變產生在葉片出口與輪緣交接處，大小為0.484mm；葉輪自由模態(tài)振頻為294.5Hz，實際模態(tài)振頻為306.9Hz，均遠大于葉頻145.8Hz，不會發(fā)生共振；
　　 6.應用Workbench+CFX軟件，對核主泵葉輪進行雙向順序耦合分析，得到主AP1000核反應堆冷卻劑泵過流部件水力設計及流固耦合研究泵葉片和流場相互作用下的最終葉片變形和流場分布，與非定常計算的結果進行對比。結果表明：在雙向流固耦合下各個葉片的變形均不相同，葉