300MW级核电站主泵压力脉动研究

被引:10
作者
陈向阳
袁丹青
杨敏官
袁寿其
机构
[1] 江苏大学
关键词
反应堆冷却剂泵; 安全性; 压力脉动; 优化设计;
D O I
暂无
中图分类号
TL353.12 [];
学科分类号
082701 ;
摘要
以国内某300 MW级核电站主泵为对象,利用Navier-Stokes方程和标准k-ε湍流模型对其内部流场进行了非定常数值模拟,并根据模拟结果对主泵叶轮进、出口和导叶出口处的压力脉动进行研究分析。结果表明:整个泵段的脉动频率主要受叶轮转动频率影响,对于叶轮段为球型的主泵,最大脉动幅值由叶轮入口前向导叶体不断减小,且沿叶高方向依次增大;在叶轮轮缘附近,由于受到球型泵壳的影响,脉动幅值出现减小。
引用
收藏
页码:78 / 82
页数:5
相关论文
共 3 条
[1]  
A database of PIV measurements within a turbomachinery stage and sample comparisons with unsteady RANS[J] . O. Uzol,D. Brzozowski,Y.-C. Chow,J. Katz,C. Meneveau.Journal of Turbulence . 2007
[2]   Acoustic characterization of a CANDU primary heat transport pump at the blade-passing frequency [J].
Rzentkowski, G ;
Zbroja, S .
NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN, 2000, 196 (01) :63-80
[3]   The development of reactor coolant pump vibration monitoring and a diagnostic system in the nuclear power plant [J].
Koo, IS ;
Kim, WW .
ISA TRANSACTIONS, 2000, 39 (03) :309-316