朱荣生，龙 云，付 强，袁寿其，王秀礼

（江苏大学 流体机械工程技术研究中心，江苏 镇江 212013）

核反应堆冷却剂主循环泵简称核主泵，是确保核电站安全和可靠运行的最关键动力设备，属于核I级泵，是核岛内唯一高速旋转设备，也是一回路的压力边界之一。核主泵长期稳定安全地运行对冷却堆芯、以及防止核电站事故的发生尤为重要，因此核主泵常被喻为核电站的心脏［1］。从瞬变工况下减少热应力和主泵运行工况特殊性的观点出发，轻水压水堆的主泵大都采用轴对称的桶型或者准球型泵壳，这使得主泵的结构明显区别常规离心泵。

核主泵在小流量工况运行时产生不稳定流动状态，叶轮高速旋转导致的叶轮和导叶间的动静干涉作用、边界层分离、二次回流，使泵产生振动、噪声、压力脉动等现象，严重时甚至会损害设备［2－4］，核主泵运行不稳定极易引发核事故，甚至造成核泄漏。因此针对小流量工况下核主泵内部压力脉动的研究，对降低泵的振动和提高反应堆系统的稳定性有实际意义。

国内外学者针对泵的振动已有一些相关研究。陈向阳等［6］对国内某300MW核电站主泵压力脉动进行了研究，分析了叶轮和导叶附近的压力脉动特性。朱荣生等［7］通过对13种压水室出口收缩角的研究，分析了核主泵流道内的回流对压力脉动的影响。Yuan等［8］认为叶轮流道与蜗壳在黏滞边界层发生耦合，为了正确研究叶轮与蜗壳的耦合作用，必须同时考虑叶轮流道与蜗壳中的流动情况。……