朱 跃，张继革，尹俊连，程 辉，王德忠

(上海交通大学 机械与动力工程学院，上海 200240)

反应堆冷却剂循环泵(简称核主泵)，其主要用途是给反应堆供给冷却剂，实现冷却剂在一回路系统内循环，以保证将反应堆的热量带走。其长时间稳定安全的运行对冷却堆芯、防止核电站事故的发生及恶化极为重要，因此，核主泵常被喻为核电站的“心脏”。核主泵由于其空间结构的不对称性、高速旋转的叶轮与静止的导叶和蜗壳之间的动静干涉相互作用、正常运行过程中核主泵内部复杂的三维非定常湍流等，会引起主泵内的压力波动，这不仅会对核主泵的扬程、流量和效率等外特性产生影响，而且会引起机组设备的振动和噪声。因此，研究核主泵内部的压力脉动对降低机组的振动、提高泵长期运行稳定性具有重要意义。

国内外学者对泵的压力脉动进行了相关研究。徐朝晖等[1]采用三维RNG湍流模型及滑移网格技术建立动静交界面，对高速离心泵中的动静干扰引起的非定常流场进行了计算，并分析了流体诱发的压力脉动特性。刘阳等[2]对离心泵压力脉动进行了分类，得出压力脉动主要包括轴频倍频压力脉动、叶频倍频压力脉动和随机压力脉动。Fortes-Patleea等[3]应用重叠网格和相位滞后的周期边界条件，对蜗壳泵内叶轮和蜗壳的动静干扰进行了二维非定常计算。尹俊连等[4]采用分离涡模拟(DES)方法对小流量下水泵水轮机导叶处的压力脉动进行了预测，发现固定导叶内部的压力脉动未受到叶轮的影响。……