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核主泵核电站中核岛一回路仅有的旋转设备,称为核岛的“心脏”。由于其长期在高温、高压、强辐射环境中高速旋转,一旦发生疲劳损坏,将会导致堆芯热量不能被带走,引起反应堆严重事故。而核主泵叶轮的径向受力会使得叶轮旋转产生偏心涡动,是导致转子运行与失稳与损坏的主要因素之一。因此,为了能够对叶轮可靠性进行更完整的评估,必须对叶轮径向力进行深入研究。本文围绕着CAP1400核主泵缩尺模型进行了整机全流道数值模拟,获取水力性能、流场流动特性、压力脉动、径向力及轴向力;以径向力为主要研究对象进行分析,并结合水力性能试