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核反应堆冷却剂循环泵（核主泵）是为冷却剂输送提供动力并将热量排出的设备，是反应堆一回路压力边界组成部分，被誉为反应堆的“心脏”。叶轮是核主泵内高速运转部件，同时作为核主泵的核心部件，要求在高温、高压、强辐射环境下长期、安全、可靠地运行，关系到核主泵运行的完整性，直接影响到冷却剂的顺利输送，进而影响到整个反应堆系统的安全。这要求叶轮具备一定的疲劳特性，才能保证叶轮在寿命期内安全可靠运转。
本文从叶轮的材料本身、结构外形、加工制造、工作环境等方面入手，利用有限元技术等，分析影响叶轮疲劳的因素，建立一个较为完整的对应于核主泵叶轮疲劳分析的研究体系。本文以Andritz核主泵为原型，结合Pro/e和inventor软件对其进行三维实体建模，应用Fluent软件对核主泵进行三维全流道数值模拟，接着应用ANSYS软件对叶轮进行应力响应分析并将分析结果导入到疲劳分析软件Fe-safe中进行疲劳寿命计算，最终对疲劳寿命的计算结果进行可靠性分析。本文通过对核主泵的三维建模，掌握了对叶轮叶片及导叶等复杂部件的造型技巧；应用Fluent对核主泵进行三维全流道数值模拟的过程中，对其分别进行了定常和非定常计算，通过对不同工况下的定常计算，获得了核主泵内的稳定流场分布情况，并对核主泵进行了性能预估，非定常计算得到了核主泵内部真实流动情况，获得了叶片周期水动力载荷作用力及泵内部的瞬时流场；在用ANSYS对叶轮进行应力响应分析的过程中，主要考虑了周期水动力载荷、离心力载荷下产生的应力响应，结果显示叶片靠近轮毂的部位产生的应力较大，也是发生疲劳的主要部位；由于核主泵内部的温度变化不大，高温只对叶轮的许用应力有所影响，产生的高温应力可忽略，但高温对叶轮疲劳性能的影响可直接在疲劳软件Fe-safe中施加高温作用参数；通过对各种应力载荷的叠加加载，进行疲劳计算，得到了叶轮叶片上的疲劳寿命分布及安全系数，结果表明靠近轮毂部位的部分疲劳寿命值较低，这与实际情况一致，这为叶轮叶片的疲劳设计提供了依据，同时对这一疲劳寿命进行了可靠度的计算，完成了对疲劳寿命的可靠性分析。
通过本文的研究，建立了一个完整的核主泵叶轮的疲劳寿命可靠性分析体系，通过这一过程的分析，为核主泵叶轮叶片的设计、制造提供了理论依据，同时为核主泵叶轮的疲劳设计及疲劳预防提出了一些建议和解决措施，为保证核主泵叶轮的长期、安全、可靠运行及安全评价提供参考。