原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
核电厂主给水系统用以保证蒸汽发生器的冷却,主给水管道作为其中主要的压力管道,直接向蒸汽发生器提供所需温度、压力和流量的给水.由于压力管道易发生水锤现象,研究水锤对主给水管道的影响是主给水系统设计的重要内容.本文以非能动先进核电厂主给水系统的设计为例,通过PIPENET软件对主给水管道的水锤现象进行模拟计算,分析主给水隔离阀不同的关闭形式、不同的关闭时间及主给水泵不同的关闭时间对管道内水锤的影响.结果表明,主给水隔离阀的关闭时间越缓慢、主给水泵关闭时间越长,主给水管道内的水锤压力和载荷越小.对于主给水隔离阀的关闭形式,选择行程-时间曲线为先快后慢的类型,产生的水锤压力和载荷最小.
推荐文章
AP1000核电厂主给水管道断裂事故瞬态特性分析
RELAP5/MOD3.3 程序
AP1000
主给水管道断裂事故
非能动核电厂
压水堆核电厂主给水管道水锤计算及分析
水锤
主给水系统
核电厂
仿真
AP1000主给水管道断裂事故中PRHR系统冷却能力分析
主给水管道断裂事故
非能动余热排出系统
事故分析
AP1000
VVER核电机组主给水系统水锤分析
VVER核电机组
主给水系统
水锤
安全壳隔离阀
给水泵
内容分析
关键词云
关键词热度
相关文献总数  
(/次)
(/年)
文献信息
篇名 非能动先进核电厂主给水管道水锤模拟计算
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 主给水管道 水锤 PIPENET
年,卷(期) 2015,(z1) 所属期刊栏目 反应堆热工与安全
研究方向 页码范围 200-204
页数 5页 分类号 TL48
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2015.49.S0.0200
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 李军 中国核电工程有限公司系统与布置设计所 21 36 3.0 5.0
2 田卫卫 中国核电工程有限公司系统与布置设计所 5 5 2.0 2.0
3 丘锦萌 中国核电工程有限公司系统与布置设计所 3 4 2.0 2.0
4 于沛 中国核电工程有限公司系统与布置设计所 8 6 2.0 2.0
5 盛美玲 中国核电工程有限公司系统与布置设计所 1 2 1.0 1.0
传播情况
(/次)
(/年)
引文网络
引文网络
二级参考文献  (8)
共引文献  (20)
参考文献  (3)
节点文献
引证文献  (2)
同被引文献  (6)
二级引证文献  (0)
1987(1)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(1)
1993(1)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(1)
2000(1)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(1)
2001(1)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(1)
2005(1)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(1)
2007(2)
  • 参考文献(1)
  • 二级参考文献(1)
2008(2)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(2)
2010(1)
  • 参考文献(1)
  • 二级参考文献(0)
2011(1)
  • 参考文献(1)
  • 二级参考文献(0)
2015(0)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(0)
  • 引证文献(0)
  • 二级引证文献(0)
2016(1)
  • 引证文献(1)
  • 二级引证文献(0)
2018(1)
  • 引证文献(1)
  • 二级引证文献(0)
研究主题发展历程
节点文献
主给水管道
水锤
PIPENET
研究起点
研究来源
研究分支
研究去脉
引文网络交叉学科
相关学者/机构
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
出版文献量(篇)
7198
总下载数(次)
0
总被引数(次)
27955
  • 期刊分类
  • 期刊(年)
  • 期刊(期)
  • 期刊推荐
论文1v1指导