本文關(guān)鍵詞：基于CFD仿真的核主泵流動特性研究　出處：《水泵技術(shù)》2016年05期 　論文類型：期刊論文

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【摘要】：為研究核主泵水力部件的流動特性,基于N-S方程及k-ωSST湍流模型,對核主泵水力部件多個流量點進(jìn)行三維流動數(shù)值計算,研究了核主泵內(nèi)不同流量工況下的流動特征,并對額定工況下的性能數(shù)據(jù)與試驗數(shù)據(jù)進(jìn)行了對比。結(jié)果表明,基于CFD分析的方法可有效預(yù)測核主泵的水力性能,獲取內(nèi)部流動細(xì)節(jié)。在額定設(shè)計工況下,核主泵流態(tài)均勻穩(wěn)定,水力性能優(yōu)良。通過與非設(shè)計流量工況的對比,較全面地分析了該核主泵流動特性,為解決核主泵水力部件設(shè)計和優(yōu)化提供了有益的參考。
[Abstract]:In order to study the flow characteristics of the hydraulic components of the nuclear main pump, three dimensional flow numerical calculation was carried out on the basis of N-S equation and k- 蠅 SST turbulence model. The flow characteristics of nuclear main pump under different flow conditions are studied, and the performance data under rated conditions are compared with experimental data. The method based on CFD analysis can effectively predict the hydraulic performance of the nuclear main pump and obtain the internal flow details. Under rated design conditions, the flow state of the nuclear main pump is uniform and stable. The flow characteristics of the nuclear main pump are analyzed comprehensively, which provides a useful reference for the design and optimization of the hydraulic components of the nuclear main pump.
【作者單位】： 中核國電漳州能源有限公司;上海電氣凱士比核電泵閥有限公司;
【分類號】：TM623;TH38
【正文快照】： 與|= 核反應(yīng)堆冷卻劑栗(簡稱核主泵)是確保核電站安全可靠運行最為關(guān)鍵的動力設(shè)備,屬于核I級泵,其主要作用是實現(xiàn)反應(yīng)堆冷卻劑在一回路系統(tǒng)內(nèi)的循環(huán)以供冷卻堆芯,被喻為核電站的心臟叭核主泵的特點是運行流量大、功率高,并要求在高溫高壓強(qiáng)輻射的環(huán)境下長時間安全可靠高效運

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本文編號：1411322