核主泵汽液兩相流動機理與瞬態特性研究

《核主泵汽液兩相流動機理與瞬態特性研究》是依託江蘇大學，由朱榮生擔任項目負責人的面上項目。

基本介紹

• 中文名：核主泵汽液兩相流動機理與瞬態特性研究
• 項目類別：面上項目
• 項目負責人：朱榮生
• 依託單位：江蘇大學

項目摘要

核主泵是核電站一迴路系統中唯一旋轉設備，也是未實現國產化的關鍵核動力設備。在一迴路失水或蒸汽發生器二次側管路破裂等事故發生後的一段時間非常關鍵，從事故發生至核主泵停機間整個系統內的介質主要以汽液兩相的形式存在，若控制不當將會導致堆芯融化等嚴重核電事故發生。瞬態汽液兩相流對核電站安全可靠運行至關重要，該領域已成為近年來國內外研究的熱點和難點。本課題針對核主泵汽液兩相瞬態流動特性進行研究，採用理論推導、數值模擬、高溫高壓瞬態測試相結合進行研究；建立適用於核主泵瞬變汽液兩相數學模型；揭示汽液臨界兩相瞬態變化規律；探索汽相在流動過程中產生和潰滅對核主泵流動規律的影響；掌握不同程度破口失水事故瞬態過渡過程所產生膨脹脈動壓力與高壓安注所產生的脈動壓力對核主泵內部不穩定流動之間的影響；控制和實現核主泵在失水事故下正常可靠停機，為實現核主泵國產化提供部分基礎理論。

結題摘要

核主泵是核電站一迴路系統中唯一旋轉設備，也是未實現國產化的關鍵核動力設備。失水事故發生後的一段時間非常關鍵，從失水事故至核主泵停機間整個系統內的介質主要以汽液兩相的形式存在，若控制不當將會導致堆芯融化等嚴重核電事故發生。失水事故工況瞬態汽液兩相流對核電站安全可靠運行至關重要，該領域已成為近年來國內外研究的熱點和難點。本課題針對核主泵失水事故工況汽液兩相瞬態過渡過程不穩定流動特性進行研究，採用理論推導、數值模擬、高溫高壓瞬態測試相結合進行研究；建立核主泵失水瞬態過渡過程中，適用於不同程度破口時汽液臨界兩相瞬態流動特性分析的數學模型，為後續的瞬變兩相流及水動力特性研究提供理論基礎；揭示核主泵失水瞬態過渡過程中不同程度破口下汽液臨界兩相下核主泵內部流動機理，為採取有效措施實現核主泵在失水事故工況下安全可靠停機提供理論基礎，同時也為順利實現核主泵國產化過程中水力設計和結構設計提供理論依據；探索核主泵失水瞬態過渡過程中破口處的脈動壓力與高壓安注所產生的脈動壓力對核主泵內部汽液臨界兩相不穩定性的影響，同時也獲取核主泵在失水降壓時所產生汽蝕變化規律及汽蝕誘導動態壓力頻譜特徵，為改善瞬態過渡過程中抗汽蝕性能和流動穩定性提供理論基礎。發表學術論文21篇（SCI收錄5篇，EI收錄12篇）；在核主泵水力設計與多學科最佳化設計方法、結構設計、高溫高壓試驗台設計、控制和緩解失水事故不穩定流動等方面，申請發明專利12項，獲授權發明專利8項。在核主泵失水事故汽液兩相瞬態過渡過程不穩定流動特性、數值、高溫高壓試驗等方面培養博士研究生1名，培養碩士研究生5名。