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基于主元分析的核电站主冷却剂泵故障诊断 被引量:8
1
作者 冯俊婷 王桂增 徐銤 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2003年第5期395-399,共5页
研究了基于主元分析的故障诊断方法,在对某核电厂主冷却剂泵的故障诊断仿真实验中,建立了15个测量参数异常情况的故障特征方向库。通过对实测数据进行分析,证明此方法用于核电站的主冷却剂泵的故障诊断是可行的。
关键词 元分析 核电站 主冷却剂泵 故障诊断 参数 安全
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主冷却剂泵三维流场数值模拟与分析 被引量:2
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作者 刘承江 陈力生 王永生 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第9期1001-1006,共6页
为深入理解和分析高温高压工况条件下某主冷却剂泵性能,采用计算流体力学方法(CFD)对其内部复杂的三维流场进行了数值模拟与分析.建立了某主冷却剂泵各部件几何模型,并对其进行网格划分.通过求解RANS方程对主冷却剂泵内部三维流场进行... 为深入理解和分析高温高压工况条件下某主冷却剂泵性能,采用计算流体力学方法(CFD)对其内部复杂的三维流场进行了数值模拟与分析.建立了某主冷却剂泵各部件几何模型,并对其进行网格划分.通过求解RANS方程对主冷却剂泵内部三维流场进行数值求解,湍流流动采用SST模型进行模拟.计算得到该泵在高、低设计转速时的扬程、功率和效率等性能参数.计算结果与试验数据相比较,误差在4%以内.分析表明采用CFD方法模拟结构复杂的主冷却剂泵内部流动是可行的. 展开更多
关键词 主冷却剂泵 三维流场 数值模拟 性能预报
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主冷却剂泵变频调速方案可行性研究 被引量:2
3
作者 张龙飞 张大发 王少明 《船海工程》 北大核心 2005年第5期42-44,共3页
从提高核动力装置安全性的角度出发,通过对变频调速技术及两种方案的对比计算研究,从理论上论证了主冷却剂泵采取变频调速方案的优点和可行性。
关键词 核动力装置 主冷却剂泵 变频调速
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DSmT的主冷却剂泵并发故障融合方法分析 被引量:4
4
作者 郭清 夏虹 韩文伟 《哈尔滨工业大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第9期111-115,共5页
针对核电站主冷却剂泵故障特征微弱难以有效辨识及DST仅能解决在无高冲突辨识框架下的单一故障诊断等问题,提出一种基于DSmT决策级主冷却剂泵并发故障融合诊断模型.采用核主泵自由DSm模型和混合DSm模型对含有故障信息的多个独立证据源... 针对核电站主冷却剂泵故障特征微弱难以有效辨识及DST仅能解决在无高冲突辨识框架下的单一故障诊断等问题,提出一种基于DSmT决策级主冷却剂泵并发故障融合诊断模型.采用核主泵自由DSm模型和混合DSm模型对含有故障信息的多个独立证据源进行动态融合计算;分析核主泵DSmT故障特征信度赋值变化,确定主冷却剂泵故障(并发故障)诊断总决策.结果表明,将核仿真机采集TS、SS、VS和DS多源传感器数据直接对基本概率函数进行赋值,得出主冷却剂泵故障(并发故障)决策结果与实际工况相符,实例验证了所提方法的可行性、有效性及准确性. 展开更多
关键词 DSMT 故障识别 主冷却剂泵 信息融合
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主冷却剂泵变频启动的建模与仿真
5
作者 刘现星 陈保同 +1 位作者 刘翠英 刘志宏 《舰船科学技术》 北大核心 2012年第4期61-63,共3页
主冷却剂泵在全压启动时,电机会产生很大的启动电流,而变频启动方式可以有效降低主冷却剂泵电机启动电流。本文建立了主冷却剂泵电机电磁转矩、电流数学模型,对主冷却剂泵的启动特性进行了研究。仿真结果表明,变频启动有效降低了主冷却... 主冷却剂泵在全压启动时,电机会产生很大的启动电流,而变频启动方式可以有效降低主冷却剂泵电机启动电流。本文建立了主冷却剂泵电机电磁转矩、电流数学模型,对主冷却剂泵的启动特性进行了研究。仿真结果表明,变频启动有效降低了主冷却泵电机的启动电流峰值,启动电流的峰值随着变频时间的增加而减小。 展开更多
关键词 主冷却剂泵 变频启动 建模与仿真
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田湾核电站主冷却剂泵现场动平衡试验 被引量:1
6
作者 刘文超 《能源技术与管理》 2020年第5期131-133,共3页
以田湾核电站主冷却剂泵为工程背景,介绍了田湾核电站5、6号机组RCP440-TB50型主泵结构、配套的振动监测系统,分析了5号机组3号主泵调试阶段出现的振动故障类型,给出振动故障的治理方法,总结了RCP440-TB50型主泵的振动特点。
关键词 核电站 主冷却剂泵 振动 动平衡
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M310机组主泵振动相位测量改进和应用
7
作者 周正平 《能源技术与管理》 2024年第6期221-222,237,共3页
一回路主冷却剂泵是核电厂的关键设备,其运行状态直接影响核电站安全,而振动状态是主泵运行状态的重要指标。M310机组主泵原设计仅监测振动幅值,没有监测振动相位。为便于主泵振动状态监控,对某M310机组主泵振动监测系统进行了设计改进... 一回路主冷却剂泵是核电厂的关键设备,其运行状态直接影响核电站安全,而振动状态是主泵运行状态的重要指标。M310机组主泵原设计仅监测振动幅值,没有监测振动相位。为便于主泵振动状态监控,对某M310机组主泵振动监测系统进行了设计改进,增加键相传感器,可实时监测主泵振动相位。该机组主泵运行期间,其电机存在转子质量不平衡故障并进行了振动治理,振动相位在主泵振动分析诊断和治理过程中发挥了应有的作用。 展开更多
关键词 核电站 主冷却剂泵 振动相位 在线监测
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基于最优小波基的主泵裂纹转子特征识别研究 被引量:9
8
作者 李彬 夏虹 《振动与冲击》 EI CSCD 北大核心 2014年第21期207-212,共6页
针对反应堆主冷却剂泵经过长期运行后,可能会出现的转子裂纹故障,利用小波分析,能够实现对故障特征的识别。结合反应堆主冷却剂泵裂纹转子振动模型的仿真信号,运用连续小波变换的方法,从小波基库中选出不同小波基分别计算与故障信号的... 针对反应堆主冷却剂泵经过长期运行后,可能会出现的转子裂纹故障,利用小波分析,能够实现对故障特征的识别。结合反应堆主冷却剂泵裂纹转子振动模型的仿真信号,运用连续小波变换的方法,从小波基库中选出不同小波基分别计算与故障信号的互相关系数,确定最大值,其对应的小波基即为转子裂纹故障信号的最优小波基,并使用该小波基对故障信号进行分析,将功率谱、变换尺度以及频率以三维图的形式刻画出来。仿真结果表明,最大互相关系数选出的小波基可以作为转子裂纹故障信号的最优小波基,并且能够很好的识别出转子裂纹故障特征。 展开更多
关键词 反应堆主冷却剂泵 裂纹转子 最优小波基 互相关系数
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压水堆冷却剂系统协调控制方法研究
9
作者 王会奎 张广福 陈登科 《船海工程》 2011年第2期136-138,共3页
从大系统协调控制原理出发,总结已有研究成果,提出稳压器压力及主冷却剂泵转速的协调控制方法,即把负荷变化信号引入原来的控制系统,认为把协调控制方法应用到核动力装置各个系统的协调控制之中有很好的前景。
关键词 压水堆 协调控制 稳压器 主冷却剂泵
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全球首台AP1000核电机组主泵完成组装并开始原型试验
10
作者 辛文 《国外核新闻》 2009年第9期5-5,共1页
关键词 AP1000 原型试验 核电机组 组装 线路安装 主冷却剂泵 要部件
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压水堆主泵飞轮周围间隙流中泰勒涡传热特性的数值研究 被引量:4
11
作者 罗宇辰 刘应征 陈汉平 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第3期441-446,共6页
反应堆冷却剂主泵飞轮周围的间隙空间充满流体。飞轮按额定工况速度旋转时,间隙内流体作周向剪切流动的同时产生强烈的湍流泰勒涡二次流动,改变了飞轮间隙流的传热特性。本文采用不同的湍流模型对湍流泰勒涡进行了模拟,雷诺应力模型的... 反应堆冷却剂主泵飞轮周围的间隙空间充满流体。飞轮按额定工况速度旋转时,间隙内流体作周向剪切流动的同时产生强烈的湍流泰勒涡二次流动,改变了飞轮间隙流的传热特性。本文采用不同的湍流模型对湍流泰勒涡进行了模拟,雷诺应力模型的模拟结果与现存实验结果最为接近。数值模拟显示,主泵飞轮圆柱面间隙中充满排列规则的周期泰勒涡对,飞轮端面间隙中出现覆盖全端面的扁环形涡胞。飞轮圆柱表面的当地热流密度和努塞尔数与泰勒涡一样呈明显的周期性变化规律。圆柱面泰勒涡对和端面涡胞增强了飞轮区域的传热能力,对飞轮和周围承力部件的温度分布产生重要影响。 展开更多
关键词 计算流体力学 湍流泰勒涡 雷诺应力模型 反应堆冷却剂 上飞轮
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船舶核动力装置一回路小破口失水事故处置规程研究 被引量:6
12
作者 王元 王少明 于雷 《船海工程》 北大核心 2008年第5期102-106,共5页
利用建模仿真的方法,对船舶核动力装置一回路系统发生无法隔离的小破口失水事故进行研究。结果表明,只要采用正确的运行方案,可以在保证主冷却剂泵不受汽蚀影响的条件下,利用主冷却剂泵的低速运行,排出衰变热,使系统压力较快地降低到低... 利用建模仿真的方法,对船舶核动力装置一回路系统发生无法隔离的小破口失水事故进行研究。结果表明,只要采用正确的运行方案,可以在保证主冷却剂泵不受汽蚀影响的条件下,利用主冷却剂泵的低速运行,排出衰变热,使系统压力较快地降低到低压安全注射系统投入运行的压力,有效地保证反应堆安全。 展开更多
关键词 核动力装置 小破口失水事故 主冷却剂泵
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Main coolant pump resistance influence on single phase water reverse flow in the inverted U-tubes under natural circulation
13
作者 WANG Chuan YU Lei 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2012年第6期374-379,共6页
Based on nuclear power plant(NPP) best-estimate transient analysis with RELAP5 / MOD3 code,the reactor point kinetics model in RELAP5 / MOD3 code is replaced by the two-group,3-D space and time dependent neutron kinet... Based on nuclear power plant(NPP) best-estimate transient analysis with RELAP5 / MOD3 code,the reactor point kinetics model in RELAP5 / MOD3 code is replaced by the two-group,3-D space and time dependent neutron kinetic model,and two-fluid model is replaced by drift flux model.A coupled three-dimensional physics and thermal-hydrodynamics model is used to develop its corresponding computing code,thus simulating natural circulation of single-phase flow for the PWR.In this paper,we report the forward and reverse flow distribution in the inverted U-tubes of the steam generator(SG) under some typical operating conditions in the natural circulation case, and analyze the influence of main coolant pump resistance on the forward and reverse flow distribution.The calculation results show that,the pressure drop between SG inlet and outlet plenum decreases,and the SG inlet and outlet mass flow decrease with an increased main coolant pump resistance,but net mass flux of reverse flow in inverted U-tubes,and the ratio of mass flow in all reverse flow tubes to that of main coolant pipeline increase, meanwhile,the secondary steam load is invariable in this process. 展开更多
关键词 主冷却剂泵 自然循环 单相流 压水堆 逆向流动 阻力 U型管 RELAP5
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