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Main coolant pump resistance influence on single phase water reverse flow in the inverted U-tubes under natural circulation
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作者 WANG Chuan YU Lei 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2012年第6期374-379,共6页
Based on nuclear power plant(NPP) best-estimate transient analysis with RELAP5 / MOD3 code,the reactor point kinetics model in RELAP5 / MOD3 code is replaced by the two-group,3-D space and time dependent neutron kinet... Based on nuclear power plant(NPP) best-estimate transient analysis with RELAP5 / MOD3 code,the reactor point kinetics model in RELAP5 / MOD3 code is replaced by the two-group,3-D space and time dependent neutron kinetic model,and two-fluid model is replaced by drift flux model.A coupled three-dimensional physics and thermal-hydrodynamics model is used to develop its corresponding computing code,thus simulating natural circulation of single-phase flow for the PWR.In this paper,we report the forward and reverse flow distribution in the inverted U-tubes of the steam generator(SG) under some typical operating conditions in the natural circulation case, and analyze the influence of main coolant pump resistance on the forward and reverse flow distribution.The calculation results show that,the pressure drop between SG inlet and outlet plenum decreases,and the SG inlet and outlet mass flow decrease with an increased main coolant pump resistance,but net mass flux of reverse flow in inverted U-tubes,and the ratio of mass flow in all reverse flow tubes to that of main coolant pipeline increase, meanwhile,the secondary steam load is invariable in this process. 展开更多
关键词 主冷却剂泵 自然循环 单相流 压水堆 逆向流动 阻力 U型管 RELAP5
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弯管入流对轴流式核主泵的流场影响及分析
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作者 杨从新 尹皓 +1 位作者 崔昊宇 陈孝炎 《液压气动与密封》 2025年第8期8-16,共9页
为了研究入流条件对轴流式核主泵性能的影响,采用SST k-ω湍流模型,分别对直管入流和弯管入流两种条件下的轴流式核主泵进行了多工况全流场三维瞬态数值计算。计算结果表明:弯管入流对核主泵外特性及内流场结构均产生了明显的影响,在各... 为了研究入流条件对轴流式核主泵性能的影响,采用SST k-ω湍流模型,分别对直管入流和弯管入流两种条件下的轴流式核主泵进行了多工况全流场三维瞬态数值计算。计算结果表明:弯管入流对核主泵外特性及内流场结构均产生了明显的影响,在各个工况点,相比于直管入流,弯管入流条件下主泵扬程和效率均明显下降,且越接近设计工况降幅越大,而轴功率变化极小。弯管入流时产生的离心力和惯性力使得压力和速度产生了不均匀分布,导致主泵进口产生了对称涡流,二次流严重破坏了主泵叶轮入口流场的均匀性,从而导致主泵水力性能衰减。根据出口压力脉动计算结果,这种弯管在一定程度上改善了主泵出口的压力脉动特性,相较于进口直管的出口流场更加稳定。 展开更多
关键词 轴流式核主泵 非均匀入流 压力脉动 数值模拟
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核电厂主冷却剂泵动态趋势实时预测方法研究
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作者 张秀春 夏虹 +4 位作者 刘永康 朱少民 贾朱钧 姜莹莹 刘洁 《核动力工程》 北大核心 2025年第4期192-198,共7页
准确的预测是核动力装置状态监测和运行维护的基础,为了提高系统和部件动态趋势预测的精度,本文提出了一种基于信号分解策略的时间序列预测方法。首先,利用变分模态分解(VMD)将原始时间序列信号分解为2个分别含有高频成分和低频趋势项... 准确的预测是核动力装置状态监测和运行维护的基础,为了提高系统和部件动态趋势预测的精度,本文提出了一种基于信号分解策略的时间序列预测方法。首先,利用变分模态分解(VMD)将原始时间序列信号分解为2个分别含有高频成分和低频趋势项的子序列。然后,采用贝叶斯优化(BOA)的门控循环单元(BOA-GRU)模型和自回归移动平均(ARIMA)模型分别对高频和低频子序列进行预测。最后,将2个子序列的预测值进行重构得到原始信号的预测结果。利用提出的混合模型对某核电厂主冷却剂泵的时间序列信号进行单步和多步预测,并利用均方根误差(RMSE)、平均绝对百分比误差(MAPE)、平均绝对误差(MAE)等指标对预测精度进行评估。结果表明,该混合模型能够对主冷却剂泵的运行状态进行准确地预测和追踪,并且与基础模型的对比突出了混合模型在复杂信号预测中的优势。 展开更多
关键词 变分模态分解(VMD) 自回归移动平均(ARIMA) 门控循环单元(GRU) 混合模型 趋势预测 主冷却剂泵
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面向铅冷快堆主泵数字孪生的多输入PINN代理模型
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作者 郭译文 李良星 +4 位作者 向祖涛 桂家彬 石尚 雷振欣 许向阳 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第5期1085-1093,共9页
本文开发了具有多输入结构的物理信息神经网络(PINN)代理模型,快速预测铅冷快堆(LFR)主泵在不同工况下的流场,用于数字孪生系统的状态追踪模块中。对PINN结构进行调整,以适应主泵设计的需求,并通过与传统计算流体动力学(CFD)方法对比来... 本文开发了具有多输入结构的物理信息神经网络(PINN)代理模型,快速预测铅冷快堆(LFR)主泵在不同工况下的流场,用于数字孪生系统的状态追踪模块中。对PINN结构进行调整,以适应主泵设计的需求,并通过与传统计算流体动力学(CFD)方法对比来验证模型的性能。结果显示,该模型在识别流场细节方面表现出良好的能力,与CFD计算结果的相对误差基本低于20%,单工况预测时间约为0.273 s,预测速度提高了15000倍,训练时间与2~3个工况的CFD模拟相当。PINN代理模型能有效拟合非线性训练数据,具有较高的预测精度和泛化能力,为LFR主泵设计提供了一种快速、高效的流场预测工具,可作为相关数字孪生软件系统中的状态追踪模块。 展开更多
关键词 铅冷快堆 主冷却剂泵 数字孪生 物理信息神经网络
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承压热冲击下核电厂主泵-主管道焊接接头断裂力学分析
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作者 况正 施春丰 +3 位作者 杜爱国 曾咏奎 唐毅 桂春 《核科学与工程》 北大核心 2025年第4期735-741,共7页
为了评估核电厂主管道在承压热冲击下的脆性断裂风险,采用有限元分析方法计算核电厂主泵-主管道焊接接头在承压热冲击下的应力强度因子,分析焊接残余应力、焊缝处假想裂纹尺寸以及安注后主管道水位对主泵-主管道焊接接头发生脆性断裂的... 为了评估核电厂主管道在承压热冲击下的脆性断裂风险,采用有限元分析方法计算核电厂主泵-主管道焊接接头在承压热冲击下的应力强度因子,分析焊接残余应力、焊缝处假想裂纹尺寸以及安注后主管道水位对主泵-主管道焊接接头发生脆性断裂的影响。结果表明:残余应力值越高,假想裂纹尺寸越深,安注后主管道水位高度越低,主泵-主管道焊接接头脆断风险越高。在管道焊接过程中控制残余应力,失水事故时保证管道尽快注满安注冷却水,可降低管道脆断的风险。 展开更多
关键词 主泵 主管道 焊缝 承压热冲击 脆性断裂
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主泵转速与一回路流量关系理论分析与试验验证
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作者 宋亚梅 孙文 谭璞 《节能技术》 2025年第6期564-567,共4页
本文针对紧凑式小型堆中无法直接测量一回路冷却剂流量的难题,提出了一种基于主泵转速信号测量冷却剂流量的方法,实现一回路流量测量的目的。通过理论分析,建立了主泵转速与一回路流量的关系,并推导了主泵在任意转速下的流量-扬程特性... 本文针对紧凑式小型堆中无法直接测量一回路冷却剂流量的难题,提出了一种基于主泵转速信号测量冷却剂流量的方法,实现一回路流量测量的目的。通过理论分析,建立了主泵转速与一回路流量的关系,并推导了主泵在任意转速下的流量-扬程特性曲线。同时,结合回路阻力系数函数,推导了流量、转速和相对阻力系数的关系式,并通过试验验证了理论计算的可靠性。试验结果表明,当相对阻力系数时,理论计算与试验测量的误差不超过0.6%;当相对阻力系数在±10%以内时,流量波动范围为±3%以内,与理论计算的不确定度±2.75%的数值相符合。研究结果表明,主泵转速推导一回路流量的方法具有较高的可行性和准确性,适用于核反应堆的设计。 展开更多
关键词 紧凑式小型堆 主泵转速 一回路冷却剂流量测量 主泵转速与流量关系 流量测量准确性验证
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某压水堆核电厂主泵仪控调试实践研究
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作者 刘玉宛 《自动化仪表》 2025年第9期129-132,137,共5页
非能动压水堆核电厂主泵通常被称作核电厂运行的心脏,可将反应堆冷却剂按要求对一回路进行循环输送。而主泵变频器就是驱动心脏的起搏器。某核电厂主泵及其变频器在调试期间与上位机电厂控制系统(非安全级仪控系统平台)有仪表单体试验... 非能动压水堆核电厂主泵通常被称作核电厂运行的心脏,可将反应堆冷却剂按要求对一回路进行循环输送。而主泵变频器就是驱动心脏的起搏器。某核电厂主泵及其变频器在调试期间与上位机电厂控制系统(非安全级仪控系统平台)有仪表单体试验、设备通信试验和控制逻辑测试等项目需验证。主泵及其变频器能否安全、可靠地投产运行,将直接影响核电厂的安全性、经济性和可用率。通过对调试期间试验项目、试验方法及设备运行缺陷进行剖析和研究,形成了标准化的试验项目清单和缺陷处理流程机制。该实践研究将为后续同类型的压水堆核电项目机组主泵仪控调试提供指导,对缩短冷态水压试验前主泵及变频器系统调试工期、提高调试一次成功率有很大帮助。 展开更多
关键词 核电厂 主泵 电厂控制系统 冷却剂 变频器 调试 仪控
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混流式核主泵非定常流场的压力脉动特性分析 被引量:25
8
作者 王春林 易同祥 +2 位作者 吴志旺 刘红光 梁俊 《动力工程》 CSCD 北大核心 2009年第11期1036-1040,共5页
为研究核主泵内部流场压力脉动情况,采用大涡模拟方法对模型泵内部流场进行了三维非定常数值模拟,通过设置监测点,得到了不同位置处的压力脉动结果,并进行了频域分析.结果表明:核主泵模型泵内最大压力脉动发生在叶轮出口处,从叶轮进口... 为研究核主泵内部流场压力脉动情况,采用大涡模拟方法对模型泵内部流场进行了三维非定常数值模拟,通过设置监测点,得到了不同位置处的压力脉动结果,并进行了频域分析.结果表明:核主泵模型泵内最大压力脉动发生在叶轮出口处,从叶轮进口到导叶出口,压力脉动先增大后减小,压力脉动频率主要受叶轮转频控制;在球壳内部压力脉动沿着球壳半径方向逐渐减小,且压力脉动频率与叶轮转频有关. 展开更多
关键词 核主泵 大涡模拟 非定常流场 压力脉动
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田湾核电站主泵检修去污方案的优化选择和分析 被引量:11
9
作者 朱明山 陈大武 +1 位作者 杨浩然 陈全利 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2010年第3期181-186,共6页
主泵解体检修是核电站大修期间的重要工作之一,而降低主泵检修集体剂量最主要的措施是对其水力部件进行放射性去污,同时要在保证设备安全的前提下优化去污工艺,获得最大的去污因子。田湾核电站在前两次大修中对主泵水力部件分别采用了... 主泵解体检修是核电站大修期间的重要工作之一,而降低主泵检修集体剂量最主要的措施是对其水力部件进行放射性去污,同时要在保证设备安全的前提下优化去污工艺,获得最大的去污因子。田湾核电站在前两次大修中对主泵水力部件分别采用了超声波去污、氧化-还原去污、超声波+氧化-还原去污等三种去污工艺。本文通过对不同去污工艺的对比,分析了不同去污工艺的优缺点以及对集体剂量和大修工期等的影响,从辐射防护的角度优先选择了超声波+氧化-还原去污方案,获得了较大的去污因子,大大降低了检修人员的个人剂量和大修集体剂量,取得了良好的效果。 展开更多
关键词 主泵 去污方案 优化 辐射防护
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非均布导叶对核主泵模型泵性能及压力脉动的影响 被引量:19
10
作者 李靖 王晓放 周方明 《流体机械》 CSCD 北大核心 2014年第9期19-24,共6页
为研究核主泵模型泵导叶非均布对于其外特性及压力脉动影响,分别采用SST(剪切应力输运)k-ω湍流模型和分离涡模拟方法对泵内部流场进行了三维定常和非定常数值模拟,得到两模型泵外特性曲线和内部压力脉动情况,并对压力脉动进行时域频域... 为研究核主泵模型泵导叶非均布对于其外特性及压力脉动影响,分别采用SST(剪切应力输运)k-ω湍流模型和分离涡模拟方法对泵内部流场进行了三维定常和非定常数值模拟,得到两模型泵外特性曲线和内部压力脉动情况,并对压力脉动进行时域频域分析。结果表明:采用特定形式的非均布导叶可以改善出口流动,提升模型泵多工况性能;导叶非均布对于泵内不同区域压力脉动影响不同,但其改变了由动静干涉产生的脉动频率分布,削弱了脉动幅值,有助于降低泵的振动和噪声,提高核主泵的安全性。 展开更多
关键词 核主泵 非均布导叶 压力脉动 分离涡模拟
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基于LS-SVM方法的某核电站主泵故障诊断 被引量:6
11
作者 毛伟 余刃 陆古兵 《海军工程大学学报》 CAS 北大核心 2012年第5期82-85,共4页
主泵是核电厂非常重要的设备,它直接关系到整个核动力装置能否安全运行,对其进行有效的故障诊断十分必要。支持向量机(SVM)具有使用较少的训练样本达到较好分类效果、不需要故障分类的先验知识的特点,可以应用于主泵的故障诊断。为此,... 主泵是核电厂非常重要的设备,它直接关系到整个核动力装置能否安全运行,对其进行有效的故障诊断十分必要。支持向量机(SVM)具有使用较少的训练样本达到较好分类效果、不需要故障分类的先验知识的特点,可以应用于主泵的故障诊断。为此,首先使用小波变换提取某主泵的转子质量不平衡、转子不对中、碰摩等三种典型故障的故障信息,然后使用最小二乘支持向量机(LS-SVM)方法对故障模型进行训练,最后对训练得到的模型进行故障诊断。诊断结果较好,从而验证了该方法的有效性。 展开更多
关键词 支持向量机 主泵 转子 故障诊断
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船舶核动力装置一回路小破口失水事故处置规程研究 被引量:6
12
作者 王元 王少明 于雷 《船海工程》 北大核心 2008年第5期102-106,共5页
利用建模仿真的方法,对船舶核动力装置一回路系统发生无法隔离的小破口失水事故进行研究。结果表明,只要采用正确的运行方案,可以在保证主冷却剂泵不受汽蚀影响的条件下,利用主冷却剂泵的低速运行,排出衰变热,使系统压力较快地降低到低... 利用建模仿真的方法,对船舶核动力装置一回路系统发生无法隔离的小破口失水事故进行研究。结果表明,只要采用正确的运行方案,可以在保证主冷却剂泵不受汽蚀影响的条件下,利用主冷却剂泵的低速运行,排出衰变热,使系统压力较快地降低到低压安全注射系统投入运行的压力,有效地保证反应堆安全。 展开更多
关键词 核动力装置 小破口失水事故 主冷却剂泵
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1000MW核主泵失水事故工况下气液两相流分析 被引量:10
13
作者 朱荣生 郑宝义 +2 位作者 袁寿其 付强 王秀礼 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第10期1202-1206,共5页
针对1 000MW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... 针对1 000MW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113m降低到85m,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48m,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。 展开更多
关键词 核主泵 失水事故 气液两相流
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主泵两相降级对大破口失水事故的影响研究 被引量:2
14
作者 王伟伟 余建辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第10期1798-1803,共6页
大破口失水事故过程中,主泵的工作范围覆盖了单相液、气液两相和单相气工况。在两相工况下,主泵的扬程和转矩发生降级。对于AP1000核电厂,WCOBRA/TRAC被用于大破口失水事故分析,其现有的主泵两相降级数据来源于西屋W93A主泵。为正确模拟... 大破口失水事故过程中,主泵的工作范围覆盖了单相液、气液两相和单相气工况。在两相工况下,主泵的扬程和转矩发生降级。对于AP1000核电厂,WCOBRA/TRAC被用于大破口失水事故分析,其现有的主泵两相降级数据来源于西屋W93A主泵。为正确模拟AP1000主泵在大破口失水事故过程中的热工水力特性,需对其两相降级特性进行研究。本研究分别采用国际上广泛使用的SEMISCALE和EPRI/CE主泵的两相降级数据进行AP1000冷段双端断裂事故的计算分析,并与原有W93A的计算结果进行对比。结果表明,AP1000主泵两相降级特性对反应堆冷却剂系统压力、破口流量和安注箱流量影响不大。相比于SEMISCALE和EPRI/CE,现有的W93A的两相降级数据将导致更低的堆芯冷却流量和更高的包壳峰值温度最大值,计算结果相对偏于保守。 展开更多
关键词 大破口失水事故 主泵 两相降级 包壳峰值温度
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主冷却剂泵变频调速方案可行性研究 被引量:2
15
作者 张龙飞 张大发 王少明 《船海工程》 北大核心 2005年第5期42-44,共3页
从提高核动力装置安全性的角度出发,通过对变频调速技术及两种方案的对比计算研究,从理论上论证了主冷却剂泵采取变频调速方案的优点和可行性。
关键词 核动力装置 主冷却剂泵 变频调速
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DSmT的主冷却剂泵并发故障融合方法分析 被引量:4
16
作者 郭清 夏虹 韩文伟 《哈尔滨工业大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第9期111-115,共5页
针对核电站主冷却剂泵故障特征微弱难以有效辨识及DST仅能解决在无高冲突辨识框架下的单一故障诊断等问题,提出一种基于DSmT决策级主冷却剂泵并发故障融合诊断模型.采用核主泵自由DSm模型和混合DSm模型对含有故障信息的多个独立证据源... 针对核电站主冷却剂泵故障特征微弱难以有效辨识及DST仅能解决在无高冲突辨识框架下的单一故障诊断等问题,提出一种基于DSmT决策级主冷却剂泵并发故障融合诊断模型.采用核主泵自由DSm模型和混合DSm模型对含有故障信息的多个独立证据源进行动态融合计算;分析核主泵DSmT故障特征信度赋值变化,确定主冷却剂泵故障(并发故障)诊断总决策.结果表明,将核仿真机采集TS、SS、VS和DS多源传感器数据直接对基本概率函数进行赋值,得出主冷却剂泵故障(并发故障)决策结果与实际工况相符,实例验证了所提方法的可行性、有效性及准确性. 展开更多
关键词 DSMT 故障识别 主冷却剂泵 信息融合
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失水事故工况下核主泵气液两相瞬态流动特性 被引量:9
17
作者 付强 袁寿其 +1 位作者 朱荣生 王秀礼 《华中科技大学学报(自然科学版)》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第9期112-116,共5页
为研究核主泵在失水事故工况下气液两相瞬态流动变化规律,采用Euler-Euler非均相流模型,应用商业计算流体力学软件ANSYS CFX对核主泵内的气液两相瞬态流动特性进行数值模拟计算,分析了在失水事故工况下核主泵内部气液两相的不稳定流动... 为研究核主泵在失水事故工况下气液两相瞬态流动变化规律,采用Euler-Euler非均相流模型,应用商业计算流体力学软件ANSYS CFX对核主泵内的气液两相瞬态流动特性进行数值模拟计算,分析了在失水事故工况下核主泵内部气液两相的不稳定流动的规律.结果表明:在流量变化过程中气相主要集中在靠近叶轮背面、导叶工作面区域内;气相所占比值变大使导叶内流速波动幅度向大尺度、无规律方向变化.流量变小时,出口回流对叶轮流道内气体体积分数变化产生主要影响;气相会改变导叶进口附近的流动变化趋势.流量变大时,进口气相区域向出口方向的延伸程度对叶轮流道内气体体积分数变化产生主要影响;气相会改变导叶流道出口附近流动变化趋势.流量变大与流量变小时,导叶内的气体体积分数变化趋势完全相反.在气相比值相同时,流量变小时叶轮内各监测点流速比流量变大时受气相的影响要大,故流量变大时输送汽液混合比有所提高. 展开更多
关键词 核电站 失水事故 核主泵 两相流 气体体积分数 瞬态流动
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铅铋介质与清水介质在核主泵内流动对比 被引量:3
18
作者 杨从新 吕天智 +3 位作者 郭艳磊 赵森 崔浩宇 黎义斌 《液压气动与密封》 2023年第6期11-16,共6页
为了满足第四代核电系统铅铋(LBE)快堆模块化的结构要求,其主循环泵常采用轴流式结构,掌握铅铋介质在轴流式核主泵内的流动特性是铅铋快堆设计的关键性问题之一。但是目前泵的理论设计与实验都是以清水介质为前提,当实际应用在LBE介质下... 为了满足第四代核电系统铅铋(LBE)快堆模块化的结构要求,其主循环泵常采用轴流式结构,掌握铅铋介质在轴流式核主泵内的流动特性是铅铋快堆设计的关键性问题之一。但是目前泵的理论设计与实验都是以清水介质为前提,当实际应用在LBE介质下时,必然会导致泵的内外特性与设计目标和实验状态出现明显差异。通过计算流体力学(CFD)方法采用SST k-ω湍流模型对铅铋介质和清水介质进行瞬态数值计算,分析额定工况下两种介质在叶轮和导叶计算域的能量变化及其规律。结果表明:按照轴流泵水力设计方法完成的水力设计方案,在额定工况下,LBE介质相较与清水介质的扬程与效率均有明显提高。在叶轮计算域,LBE介质静扬程的提高是导致其总扬程与效率均优于清水介质的主要原因;在导叶计算域,LBE介质的流动损失明显低于清水介质,LBE介质在导叶轮毂处的分离现象明显弱于清水介质。 展开更多
关键词 液态铅铋合金(LBE) 轴流式核主泵 物性参数 流动损失
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核主泵压力脉动及其诱导振动研究进展 被引量:6
19
作者 雷明凯 陈语曦 +1 位作者 朱宝 胡兴成 《中国核电》 2019年第3期275-279,共5页
文章综述了近十年来我国大功率核主泵工质流动结构、特别是非定常流动特性与压力脉动之间的关系,以及压力脉动诱发振动方面所取得的研究结果。主要总结了核主泵常规压力脉动和异常压力脉动行为、压力脉动产生的微观机制、压力脉动对振... 文章综述了近十年来我国大功率核主泵工质流动结构、特别是非定常流动特性与压力脉动之间的关系,以及压力脉动诱发振动方面所取得的研究结果。主要总结了核主泵常规压力脉动和异常压力脉动行为、压力脉动产生的微观机制、压力脉动对振动影响及其抑制方法等研究进展。通过核主泵模型试验结合最新发展的流体动力学数值模拟计算,描述了叶轮与导叶间动静干涉的物理过程,确定了设计的正常工况、异常工况、制造特征参数的影响作用。揭示了压力脉动与振动的相干规律,提出了减少和抑制核主泵压力脉动诱导振动的有效措施。 展开更多
关键词 核主泵 压力脉动 诱导振动 流体动力学 表/界面完整性
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核主泵制造的基础理论问题研究进展 被引量:6
20
作者 雷明凯 《中国核电》 2018年第1期51-58,共8页
本文综述了国家重点基础研究发展计划项目"核主泵制造的关键科学问题"项目组在核主泵全工况超长使役安全评价理论、高放射性高温高压流体宏微流动规律及其流固热强耦合作用机理,以及核主泵过流表/界面洁整化理论等三方面所取... 本文综述了国家重点基础研究发展计划项目"核主泵制造的关键科学问题"项目组在核主泵全工况超长使役安全评价理论、高放射性高温高压流体宏微流动规律及其流固热强耦合作用机理,以及核主泵过流表/界面洁整化理论等三方面所取得的基础理论研究结果。代表性地介绍了核主泵与强关联系统各要素间的交互作用机理,工况极端变化下特殊工质在过流部件内作用规律,密封和轴承的静态和动态特性分析方法,核主泵零部件表面污染产生机理及其对系统造成危害的作用规律,加工制造过程中零部件高表面完整性形成机理及工艺规划策略等典型结果,旨在为核主泵制造的关键技术创新与应用提供理论基础和技术支撑。 展开更多
关键词 核主泵 制造 高放射性高温高压流体 安全评价理论 表/界面完整性
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