1000MW核主泵失水事故工况下气液两相流分析

作     者：朱荣生 郑宝义 袁寿其 付强 王秀礼 ZHU Rong-sheng;ZHENG Bao-yi;YUAN Shou-qi;FU Qiang;WANG Xiu-li

作者机构：江苏大学流体机械工程技术研究中心江苏镇江212013 江苏国泉泵业制造有限公司江苏镇江212009 

基　　金：国家杰出青年基金资助项目(50825902) 江苏高校优势学科建设工程资助项目(PAPD) 

出 版 物：《原子能科学技术》 (Atomic Energy Science and Technology)

年 卷 期：2012年第46卷第10期

页      码：1202-1206页

摘      要：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。

主 题 词：核主泵 失水事故 气液两相流 

学科分类：080704[080704] 08[工学] 0807[工学-电子信息类] 

核心收录：

馆 藏 号：203688714...