原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
针对1000 MW压水堆核电站主泵水力性能要求,在对核主泵进行水力设计和三维造型的基础上,采用CFD技术对失水事故工况核主泵气液两相流进行数值计算,并分析了失水事故工况下的核主泵气体分布,不同空泡份额工况下气体在流道内变化,以及空泡份额、冷却剂温度对核主泵扬程、效率的影响.计算结果表明:事故工况核主泵叶轮内气体主要分布在叶轮轮毂附近区域;沿叶轮轴向方向含气量逐渐增高,而沿径向方向含气量逐渐降低;当空泡份额在15%范围内,随着空泡份额的增加,扬程由113 m降低到85 m,效率由75%下降到65%,但仍能正常工作;当空泡份额大于15%,泵性能急剧下降,扬程下降到48 m,效率也降低到31%,泵丧失正常工作能力;冷却剂温度在270~350℃范围内,随着冷却剂温度增加,效率、扬程变化很小,但当温度超过350℃,主泵的性能急剧下降,致使主泵无法安全运行.
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文献信息
篇名 1000MW核主泵失水事故工况下气液两相流分析
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 核主泵 失水事故 气液两相流
年,卷(期) 2012,(10) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 1202-1206
页数 分类号 TH313
字数 语种 中文
DOI
五维指标
作者信息
序号 姓名 单位 发文数 被引次数 H指数 G指数
1 袁寿其 江苏大学流体机械工程技术研究中心 427 7550 41.0 59.0
2 付强 江苏大学流体机械工程技术研究中心 70 921 18.0 26.0
3 朱荣生 江苏大学流体机械工程技术研究中心 139 1294 20.0 28.0
7 王秀礼 江苏大学流体机械工程技术研究中心 67 577 13.0 20.0
8 郑宝义 江苏大学流体机械工程技术研究中心 5 80 4.0 5.0
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研究主题发展历程
节点文献
核主泵
失水事故
气液两相流
研究起点
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期刊影响力
原子能科学技术
月刊
1000-6931
11-2044/TL
大16开
北京275信箱65分箱
1959-01-01
中文
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