核主泵葉輪非定常流場及疲勞壽命可靠性分析.pdf

1、核反應(yīng)堆冷卻劑循環(huán)泵（核主泵）是為冷卻劑輸送提供動力并將熱量排出的設(shè)備，是反應(yīng)堆一回路壓力邊界組成部分，被譽為反應(yīng)堆的“心臟”。葉輪是核主泵內(nèi)高速運轉(zhuǎn)部件，同時作為核主泵的核心部件，要求在高溫、高壓、強輻射環(huán)境下長期、安全、可靠地運行，關(guān)系到核主泵運行的完整性，直接影響到冷卻劑的順利輸送，進而影響到整個反應(yīng)堆系統(tǒng)的安全。這要求葉輪具備一定的疲勞特性，才能保證葉輪在壽命期內(nèi)安全可靠運轉(zhuǎn)。 本文從葉輪的材料本身、結(jié)構(gòu)外形、加工制造、

2、工作環(huán)境等方面入手，利用有限元技術(shù)等，分析影響葉輪疲勞的因素，建立一個較為完整的對應(yīng)于核主泵葉輪疲勞分析的研究體系。本文以Andritz核主泵為原型，結(jié)合Pro/e和inventor軟件對其進行三維實體建模，應(yīng)用Fluent軟件對核主泵進行三維全流道數(shù)值模擬，接著應(yīng)用ANSYS軟件對葉輪進行應(yīng)力響應(yīng)分析并將分析結(jié)果導(dǎo)入到疲勞分析軟件Fe-safe中進行疲勞壽命計算，最終對疲勞壽命的計算結(jié)果進行可靠性分析。本文通過對核主泵的三維建模，掌握

3、了對葉輪葉片及導(dǎo)葉等復(fù)雜部件的造型技巧；應(yīng)用Fluent對核主泵進行三維全流道數(shù)值模擬的過程中，對其分別進行了定常和非定常計算，通過對不同工況下的定常計算，獲得了核主泵內(nèi)的穩(wěn)定流場分布情況，并對核主泵進行了性能預(yù)估，非定常計算得到了核主泵內(nèi)部真實流動情況，獲得了葉片周期水動力載荷作用力及泵內(nèi)部的瞬時流場；在用ANSYS對葉輪進行應(yīng)力響應(yīng)分析的過程中，主要考慮了周期水動力載荷、離心力載荷下產(chǎn)生的應(yīng)力響應(yīng)，結(jié)果顯示葉片靠近輪轂的部位產(chǎn)生的應(yīng)

4、力較大，也是發(fā)生疲勞的主要部位；由于核主泵內(nèi)部的溫度變化不大，高溫只對葉輪的許用應(yīng)力有所影響，產(chǎn)生的高溫應(yīng)力可忽略，但高溫對葉輪疲勞性能的影響可直接在疲勞軟件Fe-safe中施加高溫作用參數(shù)；通過對各種應(yīng)力載荷的疊加加載，進行疲勞計算，得到了葉輪葉片上的疲勞壽命分布及安全系數(shù)，結(jié)果表明靠近輪轂部位的部分疲勞壽命值較低，這與實際情況一致，這為葉輪葉片的疲勞設(shè)計提供了依據(jù)，同時對這一疲勞壽命進行了可靠度的計算，完成了對疲勞壽命的可靠性分析。