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Influence of the Impeller/Guide Vane Clearance Ratio on the Performances of a Nuclear Reactor Coolant Pump 被引量:1
1
作者 Xiaorui Cheng Xiang Liu Boru Lv 《Fluid Dynamics & Materials Processing》 EI 2022年第1期93-107,共15页
An AP1000 nuclear reactor coolant pump is considered to assess the influence of the Impeller/Guide vane clearance on the performances of this type of pumps.Experiments and numerical simulations relying on an unidirect... An AP1000 nuclear reactor coolant pump is considered to assess the influence of the Impeller/Guide vane clearance on the performances of this type of pumps.Experiments and numerical simulations relying on an unidirectional fluid-solid coupling approach are used to investigate the problem(stress,strain and mode of the rotor).The results reveal the relationship existing between the hydraulic performance of the nuclear reactor coolant pump and the clearance ratio.The effect of clearance ratio on the maximum equivalent stress on the back surface of the impeller blade is greater than that on the working surface(the maximum equivalent stress on the back surface of impeller blade is about three times that on the working surface).The clearance ratio has a scarce effect on the first six natural frequencies of the rotor of the nuclear reactor coolant pump.The related vibrational modes have different waveforms. 展开更多
关键词 nuclear reactor coolant pump clearance ratio fluid-solid coupling stress and strain numerical calculation
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三代压水堆核主泵关键部件制造及工艺研究进展
2
作者 龙云 胡波 +4 位作者 朱荣生 付强 孙琪 杨雨 袁寿其 《排灌机械工程学报》 CSCD 北大核心 2024年第10期973-982,共10页
核主泵作为反应堆冷却剂系统中唯一高速旋转的设备,其正常运行对于整个核电站的安全至关重要.长期以来,核主泵制造的安全性与可靠性一直是中国核电技术发展的“卡脖子”难题.近年来,得益于国家对核电技术基础研究的大力投入,以及依托重... 核主泵作为反应堆冷却剂系统中唯一高速旋转的设备,其正常运行对于整个核电站的安全至关重要.长期以来,核主泵制造的安全性与可靠性一直是中国核电技术发展的“卡脖子”难题.近年来,得益于国家对核电技术基础研究的大力投入,以及依托重大课题项目的推进,中国三代压水堆核主泵国产化进程在各个方面都取得了重大成果.文中从核主泵制造及工艺的角度,深入剖析叶轮、泵壳、定子、转子、屏蔽套、密封、轴承等关键部件的发展历程,并针对各部件的材料选择、加工、装配工艺、检测方法及技术体系等进行详细分析,总结了中国核主泵的制造进度及难点.最后,结合当前核主泵制造的现状,提出中国核主泵制造发展的相关建议,这对中国核电事业的国产化进程具有重要意义. 展开更多
关键词 核主泵 叶轮 泵壳 定转子 屏蔽套 密封 轴承
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核主泵电动机屏蔽套磁-热联合仿真
3
作者 刘奕新 焦峰 +3 位作者 张志军 袁寿其 朱荣生 龙云 《排灌机械工程学报》 CSCD 北大核心 2024年第12期1196-1202,共7页
为探究核主泵屏蔽电动机屏蔽套材料及厚度对涡流损耗的影响,以某功率为5.5 MW的AP1000屏蔽感应电动机为研究对象,应用低频电磁仿真软件Maxwell建立二维电磁仿真模型,对比3种材料(Hastelloy-C,Inconel,SUS316L)在不同尺寸下的屏蔽套涡流... 为探究核主泵屏蔽电动机屏蔽套材料及厚度对涡流损耗的影响,以某功率为5.5 MW的AP1000屏蔽感应电动机为研究对象,应用低频电磁仿真软件Maxwell建立二维电磁仿真模型,对比3种材料(Hastelloy-C,Inconel,SUS316L)在不同尺寸下的屏蔽套涡流损耗.基于电磁仿真结果,运用磁-热联合方法,将涡流损耗值作为热源输入到核主泵电动机屏蔽套冷却模型中,通过ANSYS Fluent软件进行温度场和流场仿真.结果表明:相同屏蔽套尺寸下,材料Hastelloy-C的涡流损耗最小;相同材料下,屏蔽套厚度越小,涡流损耗越低;屏蔽套间隙流冷却系统入口到屏蔽套间隙温度变化剧烈,定子屏蔽套温度整体高于转子屏蔽套温度,两者温差约为20℃;屏蔽套上的压力分布不均匀,且沿轴向来流方向压力逐渐降低,降幅约为16.0 kPa.研究结果可为核主泵电动机屏蔽套的材料及厚度选择提供一定参考. 展开更多
关键词 核主泵电动机 屏蔽套 涡流损耗 磁-热联合仿真
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轴流式核主泵内部流动特性数值计算与试验
4
作者 蔡龙 徐源 +3 位作者 龙云 周震 朱荣生 袁寿其 《排灌机械工程学报》 CSCD 北大核心 2024年第12期1189-1195,1210,共8页
以轴流式核主泵为研究对象,采用数值模拟和试验验证相结合的方法,计算模型为SST k-ω湍流模型,重点选取了0.9Q,1.0Q与1.1Q工况,对轴流式核主泵内部流动特性进行分析,结合性能试验台完成试验验证.在分析计算结果时,重点考察了泵出口中心... 以轴流式核主泵为研究对象,采用数值模拟和试验验证相结合的方法,计算模型为SST k-ω湍流模型,重点选取了0.9Q,1.0Q与1.1Q工况,对轴流式核主泵内部流动特性进行分析,结合性能试验台完成试验验证.在分析计算结果时,重点考察了泵出口中心截面的速度流线图和速度分布云图,以此来深入探讨泵在不同流量条件下内部流动模式的差异及其演变趋势;提取叶轮与导叶叶片通道回转面的压力速度云图、叶轮叶片与导叶叶片的压力载荷曲线,对比分析不同流量下泵内部流动结构及其变化规律,进一步揭示叶轮和导叶内的流动分布及能量转换机制.通过试验对数值计算开展了对比验证,计算结果与试验结果基本吻合,扬程模拟值比试验值低3.87%,效率模拟值比试验值低1.94%.本研究深入揭示了轴流式核主泵内部流动特性,对充分认识核主泵水力结构与内部流动关联性至关重要,为轴流式核主泵的设计和性能优化提供参考依据. 展开更多
关键词 轴流式核主泵 内部流动特性 数值计算与试验 湍流模型
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核电厂反应堆冷却剂泵惰走试验稳定流量分析
5
作者 郭晓龙 徐瑞引 +1 位作者 杨刚 马九灵 《电工技术》 2024年第3期202-206,共5页
对核电厂反应堆冷却剂泵惰走试验意义、试验过程和计算原理进行了介绍,通过理论分析、试验数据对比分析以及流量计误差分析,得出不同稳定流量对试验计算结果的影响,通过优化环路稳定流量的选取时刻,从而减少试验时间。
关键词 核电 主泵 惰走试验 稳定流量 优化
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含气率对AP1000核主泵影响的非定常分析 被引量:19
6
作者 付强 习毅 +2 位作者 朱荣生 袁寿其 王秀礼 《振动与冲击》 EI CSCD 北大核心 2015年第6期132-136,共5页
为研究含气率对核主泵内部各点压力影响规律及不同泵进口含气率时气体在核主泵内的分布情况,在对核主泵进行水力设计与三维建模基础上,采用CFD技术对核主泵失水事故气液两相流工况进行瞬态数值模拟。通过模拟不同泵进口含气率时核主泵... 为研究含气率对核主泵内部各点压力影响规律及不同泵进口含气率时气体在核主泵内的分布情况,在对核主泵进行水力设计与三维建模基础上,采用CFD技术对核主泵失水事故气液两相流工况进行瞬态数值模拟。通过模拟不同泵进口含气率时核主泵内部流动的瞬态特性,研究泵进口含气率对泵内各点压力的影响规律及气体分布。结果表明,泵进口含气率增大泵内各点压力随之降低;含气率小于0.1时其对监测点压力脉动主频振幅影响不大,且泵内气体聚集现象不明显;含气率大于0.2后监测点压力脉动主频振幅稍有下降,且泵内开始出现明显的气体聚集现象。 展开更多
关键词 核主泵 气液两相 含气率 压力脉动
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1000MW级核主泵压水室出口压力脉动 被引量:16
7
作者 朱荣生 李小龙 +2 位作者 袁寿其 郑宝义 付强 《排灌机械工程学报》 EI 北大核心 2012年第4期395-400,共6页
为了研究压力脉动在核主泵压水室出口处的变化规律及其影响因素,以国内某1 000 MW核电站主泵为研究对象,应用计算流体动力学软件Fluent进行定常与非定常三维数值模拟,得到压水室内部流场特性及计算点的压力脉动情况,并对其进行时域和频... 为了研究压力脉动在核主泵压水室出口处的变化规律及其影响因素,以国内某1 000 MW核电站主泵为研究对象,应用计算流体动力学软件Fluent进行定常与非定常三维数值模拟,得到压水室内部流场特性及计算点的压力脉动情况,并对其进行时域和频域分析.结果表明:回流是引起压水室与出口交接处压力脉动的原因之一;在不同工况下压水室出口及其前后区域内存在明显的压力脉动,偏离额定工况越大,压力脉动波动幅度越大;压水室出口及其前后区域内,上侧的脉动幅度比下侧小,上侧的平均脉动幅度CA在0.9Q时为11.15%,在1.0Q时为9.62%,在1.2Q时为13.78%,下侧的平均脉动幅度,在0.9Q时为13.62%,在1.0Q时为12.53%,在1.2Q时为15.79%;靠近导叶出口处,泵壳两侧处的脉动幅度要大于靠近出口轴线附近的脉动幅度,远离导叶出口处,泵壳内的脉动幅度从上侧到下侧,逐渐递增;在额定工况时转频是各监测点压力脉动的主要影响因素,在小流量和大流量时转频和叶频是各监测点压力脉动的主要影响因素. 展开更多
关键词 核主泵 压水室出口 压力脉动 数值模拟 时域分析 频域分析
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核主泵屏蔽套近无缺陷激光焊接技术 被引量:6
8
作者 马广义 吴东江 +2 位作者 柴东升 郭玉泉 郭东明 《机械工程学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第15期1-8,共8页
针对我国AP1000核主泵屏蔽套焊接过程存在的问题,提出一种近无缺陷激光焊接技术,实现屏蔽套材料Hastelloy C-276的优良焊接成形。分析激光焊接过程对材料微观组织的影响规律,评价核主泵温度条件下焊接接头拉伸性能;研究焊缝在酸碱盐中... 针对我国AP1000核主泵屏蔽套焊接过程存在的问题,提出一种近无缺陷激光焊接技术,实现屏蔽套材料Hastelloy C-276的优良焊接成形。分析激光焊接过程对材料微观组织的影响规律,评价核主泵温度条件下焊接接头拉伸性能;研究焊缝在酸碱盐中的电化学腐蚀行为,评价焊缝耐腐蚀性能。通过有限元法计算屏蔽套焊接变形特征,揭示横向收缩变形对制造精度的影响。结果表明,所提出的脉冲激光焊接技术可以实现核主泵屏蔽套材料的优良焊接成形,焊缝处无明显焊接缺陷;在核主泵温度条件下,焊接接头力学性能与母材基本相当,可以保证长使役可靠性;焊缝在中性及酸性环境下,腐蚀性能均优于母材,提升了焊缝的可靠性。通过模拟计算发现激光焊接会导致焊接样件发生横向收缩变形,但该变形大小仅为屏蔽套制造精度的1/10,焊接精度完全满足屏蔽套制造要求。 展开更多
关键词 核主泵屏蔽套 激光焊接 HASTELLOY C-276 力学性能 腐蚀性能 横向收缩变形
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核主泵变流量过渡过程瞬态水力特性研究 被引量:6
9
作者 王秀礼 袁寿其 +2 位作者 朱荣生 付强 俞志君 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第7期1169-1174,共6页
为研究核主泵从设计工况向非设计工况过渡过程的瞬态水力特性及内部流动机理,应用计算流体力学软件CFX对核主泵叶轮流道内的变流量瞬态流动特性进行数值模拟计算。研究结果表明:变流量过渡时,核主泵的压力脉动沿圆周方向分布并不均匀,... 为研究核主泵从设计工况向非设计工况过渡过程的瞬态水力特性及内部流动机理,应用计算流体力学软件CFX对核主泵叶轮流道内的变流量瞬态流动特性进行数值模拟计算。研究结果表明:变流量过渡时,核主泵的压力脉动沿圆周方向分布并不均匀,其变化趋势是逐渐上升到最大值后又降低,基本呈正弦变化规律,瞬态压力波动变化次数等于叶片与导叶片数之间的动静干涉次数,监测点越靠近叶片与导叶交界面,压力波动越大;由于冲角的存在造成叶轮流道内的速度呈先下降后上升的变化趋势;导叶不仅具有将动能转换为压能的功能,同时也具有有效减缓压力脉动幅度的功能;向小流量过渡时,由于流量减少,在靠近叶轮出口处出现二次回流,造成叶轮流道内速度变化幅度随流量的减少而增大。 展开更多
关键词 核主泵 变流量 过渡过程 数值模拟 水力特性
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导叶周向布置位置对核主泵性能的影响 被引量:12
10
作者 杨从新 贾程莉 +1 位作者 程效锐 兰小刚 《兰州理工大学学报》 CAS 北大核心 2015年第5期54-58,共5页
基于多重参考系下的雷诺时均N-S方程和RNGk-ε湍流模型,对核主泵导叶在不同周向位置缩比模型的内部流动进行全三维数值计算.研究导叶周向布置位置对叶轮、导叶、压水室和模型泵外特性的影响规律,分析导叶周向位置对内部流场结构的影响.... 基于多重参考系下的雷诺时均N-S方程和RNGk-ε湍流模型,对核主泵导叶在不同周向位置缩比模型的内部流动进行全三维数值计算.研究导叶周向布置位置对叶轮、导叶、压水室和模型泵外特性的影响规律,分析导叶周向位置对内部流场结构的影响.结果表明:导叶周向布置位置对小流量下叶轮扬程、效率影响较大,但对设计流量和大流量下的扬程、效率影响较小;导叶内流动损失几乎不随导叶周向位置的变化而变化,但对环形压水室内损失影响较大;导叶周向位置对小流量下模型泵扬程、效率影响较小,对设计流量和大流量下的扬程、效率影响较大,导叶位置在15°时设计流量下的扬程、效率最小;导叶周向位置对泵压水室出口区域的内部流场结构有较大影响. 展开更多
关键词 核主泵 导叶 周向位置 性能 数值计算
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核主泵停机过渡过程瞬态水动力特性研究 被引量:6
11
作者 王秀礼 袁寿其 +2 位作者 朱荣生 付强 汤晓晨 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第3期364-370,共7页
为研究核主泵停机过渡过程中瞬态水的动力特性,通过Pro/E软件对核主泵内部流道进行三维造型,利用雷诺时均N-S方程和RNGk-ε方程,应用计算流体力学软件CFX对核主泵叶轮流道内的停机过渡过程瞬态涡变和径向力进行数值模拟计算。结果表明:... 为研究核主泵停机过渡过程中瞬态水的动力特性,通过Pro/E软件对核主泵内部流道进行三维造型,利用雷诺时均N-S方程和RNGk-ε方程,应用计算流体力学软件CFX对核主泵叶轮流道内的停机过渡过程瞬态涡变和径向力进行数值模拟计算。结果表明:叶轮出口涡量小于进口涡量,且叶轮出口涡量受叶轮与导叶动静干涉影响而呈大幅的周期性波动。在泵体与出口管交接处的涡量变化较大,与导叶出口方向相反方向处的涡量变化最大。对比3种停机惰转过渡过程中惰转模型可知,带惰轮惰转模型的径向力呈周期性波动逐渐减小;线性惰转模型与带惰轮惰转模型的径向力变化趋势类似,但其变化幅度少于线性惰转模型径向力变化幅度,t/T=0.6~1时,其径向力变化幅度接近零;常规惰转模型的径向力呈现不规律变化,t/T约为0.25时出现极大值,对核主泵的可靠运行产生较大影响。 展开更多
关键词 核主泵 停机 数值模拟 水力特性
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核电站一回路用机械密封 被引量:40
12
作者 王玉明 黄伟峰 李永健 《摩擦学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第4期408-416,共9页
机械密封在各类核电站的一回路中有大量应用.核电站一回路用机械密封是核电站的关键部件之一,其性能好坏很大程度上决定着核电站能否长周期安全可靠运行.本文以几种具有代表性的核电站反应堆堆型为例,对其一回路用机械密封进行了介绍,... 机械密封在各类核电站的一回路中有大量应用.核电站一回路用机械密封是核电站的关键部件之一,其性能好坏很大程度上决定着核电站能否长周期安全可靠运行.本文以几种具有代表性的核电站反应堆堆型为例,对其一回路用机械密封进行了介绍,这些反应堆分别以水、氦气和液态金属为冷却剂并跨越第二代到第四代核电技术.首先介绍了压水堆核主泵机械密封,分别叙述了美式风格的流体静压型核主泵密封及欧式风格的流体动压型核主泵密封的结构特点、工作原理和最新的基础研究状况;随后介绍了高温气冷堆氦气轮机/氦气风机干气密封的结构特点、使用要求及相应的针对性设计;最后介绍了钠冷快堆钠泵机械密封,包括1种惰性气体缓冲、油膜润滑的三级串联式机械密封和1种直接以液态金属润滑的螺旋槽式机械密封. 展开更多
关键词 核电站 核主泵 氦风机 钠泵 机械密封
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AP1000核主泵的优化设计及试验研究 被引量:6
13
作者 付强 习毅 +1 位作者 朱荣生 王秀礼 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第9期1648-1654,共7页
根据核主泵的设计参数,采用正交试验对核主泵的主要参数进行了初步正交优化设计。根据正交优化结果,得到了1组最佳几何参数组合及各主要参数对核主泵性能影响的主次顺序,根据主次影响顺序对主要影响因素进行了进一步的多方案优化设计,... 根据核主泵的设计参数,采用正交试验对核主泵的主要参数进行了初步正交优化设计。根据正交优化结果,得到了1组最佳几何参数组合及各主要参数对核主泵性能影响的主次顺序,根据主次影响顺序对主要影响因素进行了进一步的多方案优化设计,进而得到能使核主泵具有更好性能的叶轮几何设计参数组合。根据最终的叶轮几何设计参数,建立了三维模型及对其内部流场进行了数值模拟计算,并用相似换算法,设计制造出对应的模型泵进行试验研究。结果显示:试验结果和模拟结果基本吻合,由此可证明叶轮优化设计的正确性。 展开更多
关键词 核主泵 正交试验 优化设计
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CAP1400核主泵导叶和叶轮匹配数研究 被引量:3
14
作者 付强 曹梁 +2 位作者 朱荣生 习毅 王秀礼 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第1期143-150,共8页
为研究导叶和叶轮之间匹配对核主泵性能的影响及作用在叶轮上的径向力分布情况,采用CFD技术对不同方案下的核主泵进行非定常数值模拟,并进行试验验证。研究结果表明:核主泵扬程和效率的计算曲线与试验曲线基本吻合,效率相对误差在2.5%左... 为研究导叶和叶轮之间匹配对核主泵性能的影响及作用在叶轮上的径向力分布情况,采用CFD技术对不同方案下的核主泵进行非定常数值模拟,并进行试验验证。研究结果表明:核主泵扬程和效率的计算曲线与试验曲线基本吻合,效率相对误差在2.5%左右,扬程相对误差在4%左右;叶轮叶片数和导叶叶片数对核主泵性能影响较大,对其进行合理匹配能有效地提高泵性能;叶轮和导叶的不同匹配使叶轮径向力分布规律具有很大差别,作用在叶轮上的径向力呈周期波动,脉动频率以叶轮通过导叶频率为主;小流量工况下,随着流量的减小,叶轮的径向力及其脉动幅值增大,而变化速率减小;大流量工况下,随着流量的增加,叶轮的径向力及其脉动幅值增大。 展开更多
关键词 核主泵 叶轮 导叶 数值模拟 径向力 试验
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隐性汽蚀过渡过程主泵叶轮内瞬变流动特性研究 被引量:4
15
作者 王秀礼 袁寿其 +1 位作者 朱荣生 俞志君 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第3期71-76,共6页
通过CFX程序对反应堆主泵叶轮流道内发生隐性汽蚀时瞬态流动特性进行数值模拟计算,研究分析从汽蚀初生工况起降低进口压力至临界汽蚀余量过渡过程中主泵内部瞬态流动特性。流场分析表明:在隐性汽蚀过渡过程中,汽泡相的增加会影响进口处... 通过CFX程序对反应堆主泵叶轮流道内发生隐性汽蚀时瞬态流动特性进行数值模拟计算,研究分析从汽蚀初生工况起降低进口压力至临界汽蚀余量过渡过程中主泵内部瞬态流动特性。流场分析表明:在隐性汽蚀过渡过程中,汽泡相的增加会影响进口处速度变化,使得靠近主泵叶片进口处的速度随汽泡相区域的增大而变大,且汽泡的产生和溃灭会影响靠近进口处速度波动幅度;靠近叶片进口处涡量值受汽泡相影响而逐渐增大,汽泡的溃灭会降低溃灭处至叶轮出口处间的涡量值;由于泵体的非对称结构,导致叶轮各流道内的流量、流速及叶轮出口压力分布出现非对称性,引起瞬态径向力的不对称性。汽蚀发展到一定程度后,汽泡相开始对叶轮瞬态径向力值产生影响使其出现无规律波动。 展开更多
关键词 主泵 隐性汽蚀 过渡过程 数值模拟 流动特性
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碳钢对核主泵用奥氏体不锈钢的污染研究 被引量:3
16
作者 王永 邓德伟 +2 位作者 刘丹 孟艳玲 杨小垒 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第10期1207-1211,共5页
奥氏体不锈钢在加工、运输和装配过程中如果与碳钢直接接触,就会被碳钢污染,而导致奥氏体不锈钢耐蚀性能的改变。众所周知,核主泵用奥氏体不锈钢对耐蚀性有着非常严格的要求,本文以Z2CN18-10核主泵用奥氏体不锈钢为例,通过FeCl3腐蚀试... 奥氏体不锈钢在加工、运输和装配过程中如果与碳钢直接接触,就会被碳钢污染,而导致奥氏体不锈钢耐蚀性能的改变。众所周知,核主泵用奥氏体不锈钢对耐蚀性有着非常严格的要求,本文以Z2CN18-10核主泵用奥氏体不锈钢为例,通过FeCl3腐蚀试验和电化学方法测试了被碳钢污染后其耐腐蚀性能的变化。试验结果表明:附着在不锈钢表面的碳钢对其长期总体腐蚀速率影响不大;嵌入式的碳钢颗粒会显著降低奥氏体不锈钢的点蚀电位,增大发生点蚀的倾向;硝酸钝化可部分抵消被污染不锈钢点蚀电位的降低,但该值仍远低于同样经过硝酸钝化,而未被污染的不锈钢的点蚀电位。此外,还针对碳钢污染对核电站辐射场的影响和对燃料包壳热传导效率的影响进行了讨论。 展开更多
关键词 核主泵 奥氏体不锈钢 碳钢污染 腐蚀 辐射场 热传导效率
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CAP1400核主泵空化特性数值研究 被引量:3
17
作者 朱荣生 陈宗良 +1 位作者 王秀礼 曹梁 《排灌机械工程学报》 EI CSCD 北大核心 2016年第6期490-495,共6页
针对CAP1400核主泵事故下的空化问题,在对核主泵进行水力设计及三维造型的基础上,采用CFD技术对核主泵的空化问题进行定常数值模拟,并分析了正常工况、空化初生、临界空化、严重空化和断裂空化等5个阶段核主泵叶片背面气相体积分数、叶... 针对CAP1400核主泵事故下的空化问题,在对核主泵进行水力设计及三维造型的基础上,采用CFD技术对核主泵的空化问题进行定常数值模拟,并分析了正常工况、空化初生、临界空化、严重空化和断裂空化等5个阶段核主泵叶片背面气相体积分数、叶片间气相体积分数及叶片间介质温度的分布特性.计算结果表明:核主泵空化首先发生于叶片背面靠近前盖板一侧并向叶片工作面、后盖板方向发展;临界空化与严重空化阶段气相体积分数在叶轮流道相对位置S=0.35~0.45时增长趋势相同,S=0.45~0.50时相对平缓;叶片间由于相变导致的两相之间的热传导在两相界面附近的液相中形成温度梯度,空泡内气相介质的温度低于附近液相介质的温度,两者温差随空化的发展而增大. 展开更多
关键词 核主泵 空化特性 温度梯度 数值模拟
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断电事故对核主泵安全特性影响的试验研究 被引量:17
18
作者 刘夏杰 刘军生 +2 位作者 王德忠 杨哲 张继革 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第5期448-451,共4页
介绍了国内外反应堆冷却剂泵在发生各种事故情况下的理论及试验研究情况,针对核主泵断电惰转过程中的瞬态水力特性进行了试验研究,对试验结果进行了讨论。介绍了用于断电试验的试验设备及试验方法,着重分析了惰转过程中流量、转速、振... 介绍了国内外反应堆冷却剂泵在发生各种事故情况下的理论及试验研究情况,针对核主泵断电惰转过程中的瞬态水力特性进行了试验研究,对试验结果进行了讨论。介绍了用于断电试验的试验设备及试验方法,着重分析了惰转过程中流量、转速、振动参数,并用四次多项式拟合的方法模拟惰转过程的流量、转速随时间的变化。试验结果表明:在断电瞬间,泵的流量和转速迅速下降,试验结果符合安全标准规定;轴承座位移振动在断电瞬间突然加强,在断电后一段时间转轴振动才发生变化。试验和分析结果有助于认识核主泵发生全厂断电事故时的水力特性,为核主泵的安全评价提供基础依据。 展开更多
关键词 反应堆冷却剂泵 核安全 全厂断电 安全评价
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转速对核主泵空化特性的影响 被引量:2
19
作者 付强 张本营 +1 位作者 朱荣生 曹梁 《排灌机械工程学报》 EI CSCD 北大核心 2016年第8期651-656,共6页
为研究转速对核主泵空化性能及进口流态的影响,应用理论分析、数值计算和试验研究的方法,对AP1000核主泵进行不同转速下的数值模拟和空化试验,得到3种频率30,40,50 Hz下不同流量(0.7Qd,1.0Qd,1.3Qd)时的空化特性,并对叶轮进口截面静压... 为研究转速对核主泵空化性能及进口流态的影响,应用理论分析、数值计算和试验研究的方法,对AP1000核主泵进行不同转速下的数值模拟和空化试验,得到3种频率30,40,50 Hz下不同流量(0.7Qd,1.0Qd,1.3Qd)时的空化特性,并对叶轮进口截面静压分布与泵流动性能的影响关系进行分析.结果表明:转速对小流量工况下泵的空化性能影响较大;随着转速的降低,小流量工况下,空化性能曲线趋势变化比大流量工况下明显;在不同转速的额定流量下,转速较大时,模型核主泵在装置临界空化余量(NPSHC)减小时更容易接近临界空化状态;在转速较小时,临界空化余量(NPSHC)较小,且一旦发生空化,其扬程曲线斜率下降也相对平缓;在额定转速下,模型泵在大流量时更容易接近临界空化状态;随着转速和流量的减小,更容易造成模型泵在开始试验阶段进口处产生回流,扰乱进口的流场,从而造成局部空化严重. 展开更多
关键词 核主泵 空化性能 转速 进口流态 数值模拟 试验研究
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AP1000核主泵排气过渡工况下瞬态流动特性研究 被引量:3
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作者 朱荣生 邢树兵 +2 位作者 付强 李天斌 王秀礼 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第6期1040-1046,共7页
为了研究核主泵在排气过渡工况下的气液两相流瞬态流动特性,基于非均相流模型,采用CFX软件对核主泵排气过渡工况进行瞬态数值模拟,通过分析叶轮、导叶流道内的压力脉动、涡量变化及速度分布,得到了排气过渡过程的流动变化规律。研究结... 为了研究核主泵在排气过渡工况下的气液两相流瞬态流动特性,基于非均相流模型,采用CFX软件对核主泵排气过渡工况进行瞬态数值模拟,通过分析叶轮、导叶流道内的压力脉动、涡量变化及速度分布,得到了排气过渡过程的流动变化规律。研究结果表明:气液两相工况下,叶轮各流道内气相、液相的不均匀分布及两相之间的滑移作用,导致叶轮径向力产生大幅度波动;核主泵采用的扭曲型径向导叶,在进口含气率较高的工况下,其流道内易产生气泡堆积现象,使过流面积减小,产生较大的能量损失;核主泵类球形蜗壳的对称性结构,使左侧类隔舌部位出现低流速区,堵塞了部分出口流道,这也是核主泵排气过渡工况运行不稳定的重要原因。 展开更多
关键词 核主泵 气液两相流 瞬态 压力脉动 涡量
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