1、核反應(yīng)堆冷卻劑泵(以下簡稱核主泵)是核電站一回路反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)(RCP)的重要組成部分,是核反應(yīng)堆一回路壓力邊界的重要組成部分,屬于核安全Ⅰ級設(shè)備。核反應(yīng)堆冷卻劑泵具有流量大、揚程高、汽蝕要求高等特點,同時還要滿足熱沖擊和抗震等安全性要求,技術(shù)難度大。
　　 本文根據(jù)某核電站核主泵的設(shè)計參數(shù),按照速度系數(shù)法設(shè)計核主泵水力部件。同時應(yīng)用三維建模軟件Pro/E進行水力部件的三維實體建模,并應(yīng)用網(wǎng)格劃分工具對核主泵模型進行網(wǎng)格劃分。<

2、br>　　 在核主泵穩(wěn)態(tài)分析的基礎(chǔ)上進行內(nèi)部非穩(wěn)態(tài)流動特性分析,得到核主泵葉輪、導葉以及泵殼等水力部件內(nèi)部壓力脈動分布規(guī)律及影響因素。核主泵內(nèi)部流場壓力脈動周期性明顯,從進口到出口壓力脈動先增大后減小,在葉輪和導葉動靜干涉處脈動幅值最大,并且脈動峰值均在葉頻的整數(shù)倍處產(chǎn)生。額定流量工況下核主泵內(nèi)產(chǎn)生的壓力脈動幅值最小,小流量工況下脈動幅值最大,并且偏離額定流量越多,壓力脈動越嚴重,這為進行核主泵非穩(wěn)態(tài)等方面分析研究提供依據(jù)。
　

3、　 應(yīng)用流體計算軟件CFX對核主泵事故工況下氣液兩相流動特性進行數(shù)值模擬,揭示了核主泵在事故工況下內(nèi)部氣液兩相流動特性,以及進口氣體體積分數(shù)和冷卻劑溫度等因素對核主泵性能的影響。氣體主要分布在葉輪輪轂附近區(qū)域,沿葉輪軸向方向氣體濃度逐漸增高,而沿徑向方向氣體濃度值逐漸降低。當進口氣體體積分數(shù)小于15％時,隨著氣體體積分數(shù)的增加,核主泵揚程和效率都小幅度下降,但仍能正常工作；當進口氣體體積分數(shù)超過15％時,核主泵揚程和效率急劇下降,很難

4、維持正常工作。冷卻劑溫度在270℃到350℃范圍內(nèi),隨著冷卻劑溫度上升,效率、揚程變化很小,但當溫度超過350℃時,即溫度超過冷卻劑飽和溫度,冷卻劑不再是液體而是以蒸汽形式存在,核主泵在氣體環(huán)境下工作,性能急劇下降,致使核主泵無法安全運行。
　　 利用先進的多場耦合技術(shù),對核主泵進行流固耦合傳熱分析,真實的反映核主泵內(nèi)部運行情況,得到核主泵內(nèi)部流場、溫度場以及應(yīng)力場分布。結(jié)果表明:流場并不是完全對稱分布,在局部有明顯區(qū)別,在模擬