船用主泵卡轴特性实验与应用

发布时间：2022-01-20 03:21

　　设计实验台架研究某型船用核动力装置主泵卡轴特性,利用热工水力程序RELAP5完成了反应堆系统仿真模型的建立及验证。模拟了反应堆系统单台主泵卡轴事故进程,得到了反应堆温度、环路流量等重要参数的变化规律。结果表明:主泵卡轴特性参数对反应堆流量影响较大,事故环路流量大幅下降直至出现倒流现象,影响堆芯冷却与安全;采用多环路设计时,功率运行过程中单台主泵的卡轴事故对反应堆安全造成的风险较小;主泵运行速率对事故进程有一定的影响。 

【文章来源】：兵器装备工程学报. 2020,41(10)北大核心

【文章页数】：5 页

【部分图文】：

主泵特性实验回路简图

实验测得的流动阻力系数曲线如图2所示。其中极低流量下阻力数据出现了较大的不确定性，可能是由于测量仪表精度引起的，研究表明低流量下阻力系数与雷诺数相关，需要单独进行研究[10-11]。但是整体而言，较高流量下得到的阻力系数趋于稳定，且反向流动系数大于正向流动系数，数值模拟时采用高流量下阻力系数平均值。2 数值模拟方法

另一方面，由于核电厂系统一般采用双环路、环路并联主泵运行设计，而本文研究的船用堆系统采用多环路、环路单泵运行设计，为了对卡轴事故进程进行模拟，需要根据其结构特点建立反应堆系统分析模型，模型的控制体节点划分如图3所示。反应堆系统分析模型主要包括反应堆及一回路系统模型、二回路系统模型。反应堆及一回路的堆芯采用内热源形式进行模拟，控制体V100-V120模拟反应堆压力容器的主要流道，控制体V600-V601模拟稳压器及波动管，控制体V201-V207模拟环路及蒸汽发生器一次侧主要管道(仅以1#环路为例)，主泵则由主泵仿真模型进行模拟。二回路蒸汽发生器二次侧主要流道及汽水分离器由控制体V302-V310进行模拟，给水和耗气设备则以压力和流量边界形式进行模拟。

【参考文献】：
期刊论文
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本文编号：3598076