【摘 要】
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针对压水堆核主泵及其2种不同的主管道冷段管径配置方案,将核主泵与主管道组合建立三维模型,采用六面体结构化网格划分并进行了整个流动区域的非定常流动特性数值计算,得出了
【机 构】
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中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,成都,610213;兰州理工大学,兰州,730050
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针对压水堆核主泵及其2种不同的主管道冷段管径配置方案,将核主泵与主管道组合建立三维模型,采用六面体结构化网格划分并进行了整个流动区域的非定常流动特性数值计算,得出了不同的主管道冷段配置方案下泵内及管道内的非定常压力脉动特性.分析结果表明:增加冷段管径使主泵本身效率降低,但由于相接的冷段管径增大使水力损失降低,整个系统效率提高了1.3％;配置较大管径冷段可以明显降低过渡段的压力脉动幅值;2种冷段管径方案的泵内导叶入口位置和压水室内的压力脉动幅值差别较小,冷段内压力脉动幅值也较小,且均呈现出无周期和无规律特性;配置较大管径冷段会使轴向力脉动幅值略有降低.
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