壓水堆核電站主泵葉輪的結構分析.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，它的首要作用是驅動冷卻劑在反應堆冷卻劑系統(tǒng)內循環(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生的巨大核裂變能量進入蒸汽發(fā)生器轉化成熱能，它的穩(wěn)定性及可靠性與否直接關系核電站的運行狀況。在進行主泵的設計時，必須選擇適當的模型并考察在相應的工況運行條件下的應力、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濟性。因此，利用先進的數值模擬方式對核主泵在運行過程中的結構應力場進行分析，對準確揭示其相關規(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，運用計算機數值模擬計算的方法，對其在運行工況下運行的結構應力、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、內外對于核電站主泵技術的研究方向進行總結，并進行了簡要分析。根據M310主泵的運行參數以及泵設計理論，設計了適用于計算機仿真計算的主泵葉輪模型。
　　2.結合設計的主泵葉輪模型的重要參數，應用Solid Works對主泵葉輪進行三維建模。并利用ANSYS Workbench軟件，對主泵葉輪進行網格劃分。并對有限元方法計算結構應力、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