混流式核主泵中压力脉动特性分析
【出 处】:
【作 者】:
李景悦
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赖喜德
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张翔
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罗丽
【摘 要】核主泵是反应堆冷却剂系统的主要设备和压力边界的设备之一,对安全可靠性要求极高。由于核主泵叶轮与导叶的动静干涉作用,以及运行过程中偏离设计工况时,其流道内流体会产生非常复杂的压力脉动,并会对核主泵水力单元零部件产生复杂的附加动态应力而导致疲劳破坏。为提高核主泵的安全可靠性,采用对混流式核主泵进行全流道非定常数值模拟途径来探究核主泵水力单元,在不同运行工况下的瞬态流场,通过研究叶轮、导叶流道压力的时域变化规律,并利用快速傅里叶变化的频域分析方法对压力脉动特性进行特点分析。结果表明:在设计工况下压力脉动幅值最小,若运行工况的流量远远低于设计工况,流道内的压力脉动幅值将大幅度上升,压力脉动最为剧烈点位于叶轮出口。流量的减小对叶轮出口流动影响较小,但对叶轮进口影响较大。压力脉动的频率与叶轮叶片数和导水机构的导叶数有关,叶轮与导水机构的压力脉动主要发生在主频及谐波位置,且为低频压力脉动。
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