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核主泵是核电站的“心脏”,是核岛内唯一的旋转设备,要求其能长期无故障稳定运转,是我国目前唯一无法自主研制的核电系统关键设备。运行过程中推力轴承承担核主泵机组转动部件及所产生的双向轴向负荷,是保证核主泵能长期、安全、稳定运行的核心部件。推力轴承的推力瓦温度分布与控制对保证轴承的承载能力及运行的稳定性至关重要,其温度分布不仅与其对应的油膜温度有关,也与推力瓦间与瓦块周围的流场紧密相关。如何通过分析轴承的流场和温度的分布,进而通过优化推力瓦和轴承流道几何参数来保证对运行过程轴承温度控制要求,以提高轴承安全稳定性是核主泵自主研发的关键技术之一。本文结合我校承担的四川省科技计划项目(2017JY0047)及企事业委托项目(172250),以开发新一代轴封式核主泵推力轴承初始设计方案为研究对象,分析该轴封式核主泵推力轴承的流场特性及温度分布,探索轴承瓦间流道几何参数对轴承冷却性能的影响,并提出优化设计方案。主要研究内容与结论如下:(1)针对轴封式核主泵推力轴承结构与运行特点,分析轴承运行过程中影响温度分布的因素,以及流道几何参数对润滑、冷却、轴承特性等定性影响关系,确定以保证运行过程轴承温度控制为目标的优化设计策略及轴封式核主泵推力轴承关键优化问题。(2)根据核主泵推力轴承的运行特点及结构形式,探究出适用于主泵推力轴承的全流道数值模拟方法。(3)结合主泵推力轴承油膜的流动特性及物性参数特点,采用不同计算策略对轴承油膜进行温度计算,并验证油膜温度计算结果的可靠性。(4)对推力轴承进行全流道仿真模拟计算,从轴承流动分布分析初始设计流道不足之处,并结合温度场加以印证流场分析结论的可靠性。分析表明推力瓦间热、冷油换热不充分,轴承存在易造成热量堆积的“死油区”,轴承高温区面积较大整体温度较高。(5)在保证主泵推力轴承稳定性及承载能力的前提下,以改善温度分布作为优化目标,以推力瓦间流道几何参数为设计变量,针对初始设计提出了四种轴承优化方案。通过各优化方案的流场特性及温度分布进行对比分析,结果表明,流道几何参数的改变不仅能增加进入瓦间的润滑油流量,而且对轴承流场特性的改变尤为重要。四种优化后的推力轴承均能通过消除热油回流以及冷油流进入旋转腔等方式达到减少热量堆积,改善温度分布目的。