摘要：第三代核电技术被誉为最安全核电技术,核主泵是整个核电站一回路的动力设施,也被喻为整个核电站的心脏,核主泵的安全性能直接联系到整个核电站的安全运转。所以在探讨核电站的安全性能方面,不但需要以稳定工况下对核主泵的性能进行探讨,还需要针对核主泵在事故工况下的性能进行探讨。在AP1000事故的探讨中,小破口事故属于三类事故。在对小破口事故的探讨中表明,AP1000核电站完全有能力应对小破口事故,并且AP1000非能动安全设施足以缓解一回路失水事故对堆芯造成的影响。但切尔诺贝利核电站事故和最近发生的日本福岛核电站泄漏事故不得不提醒我们,在核电站极端事故工况下核电站的安全性探讨是多么的重要。小破口事故工况下核主泵的性能联系到整个核电站在发生事故后的安全运转情况,小破口事故工况下核主泵最主要的作用是及时避开或者减缓核电站堆芯烧毁。本论文正是以此为出发点探讨核主泵在事故工况下的性能。本课题探讨以小破口事故为探讨背景,分别对核主泵在惰转工况下管路内半流量时间进行预测,对核主泵输送气液两相流体的性能进行探讨,对核主泵动力学特性进行探讨。本论文基于第三代AP1000核主泵在小破口失水事故中的三种工况进行探讨,分别是小破口失水事故发生初期的核主泵惰转工况,事故发生中期的核主泵所处的气液两相工况以及核主泵的偏心振动工况。运用CFD策略通过对核主泵在这三种工况下的性能进行数值模拟,浅析核主泵在事故工况下的性能对核电站相对稳定运转的影响。本论文的主要探讨果包括：(1)预测了在小破口事故中核主泵半流量时间并对惰转历程中核主泵内流态的变化进行浅析,提出核主泵在设计中飞轮的转动惯量偏小的结论。(2)对核主泵气液两相工况下扬程随温度变化,流量变化以及受叶片数目的影响进行了比较浅析。发现核主泵气液两相工况下扬程随温度增大,流量增大而降低,含气量10%为核主泵保持稳定扬程的一个极限值,超过极限值核主泵扬程将会大幅度下降,同时本论文还对核主泵扬程损失的理由进行了浅析。(3)对核主泵的动力学特性进行了浅析,对核主泵在运转状态以及偏心工况下的振动进行探讨浅析。关键词：核主泵论文气液两相论文小破口事故论文核电站论文
摘要4-5
Abstract5-8
1 绪论8-14
1.0 本论文探讨背景8
1.1 第三代核电技术8-9
1.2 AP1000核主泵的概况9-10
1.3 小破口事故中核主泵的运转状态10-12
1.4 本课题国内外探讨近况12-13
1.4.1 国内探讨近况12
1.4.2 本课题的国外研发情况12-13
1.5 本论文探讨的主要内容13-14
2 运用软件及数值探讨策略介绍14-17
2.1 所采取软件14
2.2 流动制约方程14-15
2.3 气-液两相流制约方程15
2.4 本章小结15-17
3 小破口事故中核主泵的惰转时间和内部流场探讨17-27
3.1 探讨背景17
3.2 边界条件设置17-20
3.2.1 计算区域17-18
3.2.2 边界条件给定18-20
3.2.2.1 温度压力边界条件给定18-19
3.2.2.2 核主泵惰转历程转速设定19-20
3.3 计算求解20
3.4 计算结果及浅析20-25
3.5 本章小结25-27
4 核主泵输送气液两相流性能探讨27-41
4.1 本章探讨概述27
4.2 边界条件设置27-28
4.3 计算结果及浅析28-37
4.3.1 不同温度核主泵扬程变化曲线28-29
4.3.2 不同进口速度下核主泵的扬程变化曲线29-30
4.3.3 核主泵内部流场浅析30-37
4.4 两种核主泵模型气液两相性能比较37-40
4.5 本章小结40-41
5 核主泵动力学特性浅析41-53
5.1 本章探讨概述41
5.2 监测点设置及数值解法41-42
5.2.1 监测点定位41
5.2.2 数值解法41-42
5.3 边界条件42
5.4 计算结果及结论浅析42-51
5.4.1 压力脉动随偏心距变化规律浅析42-49
5.4.2 核主泵径向力随偏心距变化规律49-51
5.5 本章小节51-53
6. 总结与展望53-55
6.1 探讨结果总结53-54
6.2 探讨工作展望54-55
本站原创