壓水堆核電站主泵葉輪的結(jié)構(gòu)分析.pdf

1、反應堆冷卻劑泵（以下簡稱主泵）作為核電站一回路系統(tǒng)中的動力裝置，它的首要作用是驅(qū)動冷卻劑在反應堆冷卻劑系統(tǒng)內(nèi)循環(huán)流動從而冷卻堆芯，并將熱能傳導至蒸汽發(fā)生器，在每一條回路中都設置一臺主泵，屬于核Ⅰ級安全泵。它使冷卻劑將堆芯處核裂變反應所產(chǎn)生的巨大核裂變能量進入蒸汽發(fā)生器轉(zhuǎn)化成熱能，它的穩(wěn)定性及可靠性與否直接關(guān)系核電站的運行狀況。在進行主泵的設計時，必須選擇適當?shù)哪Ｐ筒⒖疾煸谙鄳墓r運行條件下的應力、應變、形變位移、振動特性以及疲勞設計要

2、求，從而保證其具有很高的安全性和較好的經(jīng)濟性。因此，利用先進的數(shù)值模擬方式對核主泵在運行過程中的結(jié)構(gòu)應力場進行分析，對準確揭示其相關(guān)規(guī)律、保障主泵在運行過程中的可靠性具有十分重要的意義。
　　本文針對福清華龍一號三四號機組M310主泵的葉輪，運用計算機數(shù)值模擬計算的方法，對其在運行工況下運行的結(jié)構(gòu)應力、應變、形變、振動特性進行分析，并對主泵葉輪模型是否滿足疲勞設計要求進行了驗證。本文的主要工作及研究成果包括:
　　1.縱觀國

3、內(nèi)外對于核電站主泵技術(shù)的研究方向進行總結(jié)，并進行了簡要分析。根據(jù)M310主泵的運行參數(shù)以及泵設計理論，設計了適用于計算機仿真計算的主泵葉輪模型。
　　2.結(jié)合設計的主泵葉輪模型的重要參數(shù)，應用Solid Works對主泵葉輪進行三維建模。并利用ANSYS Workbench軟件，對主泵葉輪進行網(wǎng)格劃分。并對有限元方法計算結(jié)構(gòu)應力、應變及形變的基本原理進行了簡要的闡述。
　　3.通過模擬分析得到葉輪葉片在運行工況下運行時所受到