件在所有需要进行模拟计算区域的外表面上，均需设置边界条件。

流体介小破口失水背景下屏蔽泵轴系动力学研究医药卫生论文方法计算出失水事故工况下核反应堆冷却剂对核主泵叶轮的作用力，将这个作用力作为核主泵谐响应分析的输入载荷，研究失水事故工况对核主泵轴系振动的影响。

按破口所在位置可将破口失水事故分为进口段破口失水事故和出口段破口失水事故按破口面积可将失水事故分成小破口中破口及大破口失水事故。

破口面积在以下特性对大破口失水事故的影响研究核动力工程，王硕，赵晶，孙丹，夏海明小破口失水工况下屏蔽泵轴系动力学分析机械工程师，基金辽宁省重点研发项目。

数值分析方法表边界条件参数选用中的模块进行流体数值分析。

将叶轮流体计算域设置为旋转域，旋转轴为轴，设置旋转速度为率对核主泵影响的非定常分析振动与冲击，朱荣生，郑宝义，袁寿其，等核主泵失水事故工况下气液两相流分析原子能科学技术，王俊，张永超，王达，等混流式核主泵内部复杂流动结构分析流体机械，博金海，王飞小破口失水事故研究综述核科学与工程，于健小破口事故工况下核主泵性能研究大连大连理图出口段破口工况下谐响应频谱图图种工况下谐响应频谱图通过监测时核主泵轴系振幅变化可判断核主泵工况。

当核主泵轴系在下的振幅大幅下降时进口段出现小破口当核主泵轴系在下的振幅小幅增加时出口段出现破口。

结论通过对核主泵在正常工况下和在小破口工况下的谐响应分析后，得到了以下结论与正常下的工作状态有利于采取相应安全措施防止发生核事故。

国内对失水工况下核主泵工作状态已有些研究，于健研究了核主泵在小破口失水事故中的振动工况惰转工况及气液两相工况王学吉通过数值模拟和试验验证研究了核主泵在发生下破口失水事故下核主泵的性能和含气率的关系王海彬通过试验研究和数值模拟的方故下核主泵内压力脉动特性研究镇江江苏大学，孙汉虹，程平东，缪鸿兴，等第代核电技术北京中国电力出版社，孙丹大型屏蔽电动机泵轴向力分析沈阳沈阳工业大学，丁书华，钱立波，吴丹反应堆冷却机泵水力特性对大破口失水事故的影响研究核动力工程，王硕，赵晶，孙丹，夏海明小破口失水工况下屏主泵工作状态相比，出口段小破口工况下，叶轮受力变形略有增大，核主泵轴系振幅仅有小幅变化。

参考文献朱荣生，刘永，王秀礼，等失水事故初期核主泵气液两相流动特性哈尔滨工程大学学报，付强，习毅，朱荣生，等含气率对核主泵影响的非定常分析振动与冲击，朱荣生，郑宝义，袁寿其，等核主泵失水事口失水事故。

破口面积在以下的破口被称为小破口。

进口段破口位置如图所示，出口段破口位置如图所示，本文研究方法适用所有破口面积，选择临界面积进行研究。

小破口失水背景下屏蔽泵轴系动力学研究医药卫生论文。

图出口段破口工况下谐响应频谱图图种工况下谐响应频谱图通过监测时核主泵轴系振幅变化小破口失水背景下屏蔽泵轴系动力学研究医药卫生论文对核主泵进口段发生失水事故时的泵内流场的压力脉动特性进行了研究。

对于小破口工况下核主泵轴系响应尚未有相关报道。

图出口段破口工况下叶轮变形与受力出口段出现破口导致出口面积增大，冷却剂流速在短时间内增大，所以叶轮受力增大。

与正常工况相比叶轮最大受力增加了，最大变形增大，轴系最大振幅增加堆冷却剂循环泵的简称，主要用于推动冷却剂在反应堆冷却剂系统中循环运动，将核反应堆产生的热量带到蒸汽发生器中产生蒸汽推动汽轮机旋转发电。

失水事故是由回路压力边界出现破口导致的。

失水事故会导致冷却剂泄漏堆芯无法及时冷却放射性物质进入核电站外部世界。

因此，研究核主泵在小破口失水工况轴，设置旋转速度为其他流体计算域设置为静止域。

湍流模型选为，是湍流模式理论中的种，简称ε模型。

因为标准ε模型可用于复杂几何外部流动问题，又可用于可压缩和不可压缩流体，且精度合理，所以选用标准ε湍流模型。

数值分析的流程图如图所示。

图数值分析泵轴系动力学分析机械工程师，基金辽宁省重点研发项目。

图出口段破口工况下叶轮变形与受力出口段出现破口导致出口面积增大，冷却剂流速在短时间内增大，所以叶轮受力增大。

与正常工况相比叶轮最大受力增加了，最大变形增大，轴系最大振幅增加了。

关键词叶轮受力失水事故屏蔽式核主泵核工程谐响应核主泵是核反工况下气液两相流分析原子能科学技术，王俊，张永超，王达，等混流式核主泵内部复杂流动结构分析流体机械，博金海，王飞小破口失水事故研究综述核科学与工程，于健小破口事故工况下核主泵性能研究大连大连理工大学，王学吉小破口失水工况下核主泵气液两相流模拟镇江江苏大学，王海滨进口破口事可判断核主泵工况。

当核主泵轴系在下的振幅大幅下降时进口段出现小破口当核主泵轴系在下的振幅小幅增加时出口段出现破口。

结论通过对核主泵在正常工况下和在小破口工况下的谐响应分析后，得到了以下结论与正常工况下核主泵工作状态相比，进口段小破口工况下叶轮受力变形及振幅大幅减小与正常工况下程图计算结果及分析采用方法计算出失水事故工况下核反应堆冷却剂对核主泵叶轮的作用力，将这个作用力作为核主泵谐响应分析的输入载荷，研究失水事故工况对核主泵轴系振动的影响。

按破口所在位置可将破口失水事故分为进口段破口失水事故和出口段破口失水事故按破口面积可将失水事故分成小破口中破口及大小破口失水背景下屏蔽泵轴系动力学研究医药卫生论文择液态水。

入口处采用质量流量边界条件出口处采用压力边界条件。

叶轮处采用移动壁面，边界条件为无滑移壁面泵壳壁面采用静止壁面，边界条件为无滑移壁面。

边界条件参数如表所示。

数值分析方法表边界条件参数选用中的模块进行流体数值分析。

将叶轮流体计算域设置为旋转域，旋转轴为的振幅达到最大值，比正常工况下核主泵轴系最大振幅下降了，随后振幅直减小，在时振幅为，比正常工况下振幅下降了。

小破口失水背景下屏蔽泵轴系动力学研究医药卫生论文。

表屏蔽式核主泵的主要设计参数屏蔽式核主泵的结构比较复杂，对其进行适当简化再建模。

简化内容包括去除与计算无关的部件及尺寸小影质的材料选择液态水。

入口处采用质量流量边界条件出口处采用压力边界条件。

叶轮处采用移动壁面，边界条件为无滑移壁面泵壳壁面采用静止壁面，边界条件为无滑移壁面。

边界条件参数如表所示。

进口段破口工况下核主泵谐响应分析图为进口段破口工况下流体压力分布图，压力最大值为，比正常工况下压力减小了。

图破口被称为小破口。

进口段破口位置如图所示，出口段破口位置如图所示，本文研究方法适用所有破口面积，选择临界面积进行研究。

小破口失水背景下屏蔽泵轴系动力学研究医药卫生论文。

表屏蔽式核主泵的主要设计参数屏蔽式核主泵的结构比较复杂，对其进行适当简化再建模。

简化内容包括去除与计算无关的部件其他流体计算域设置为静止域。

湍流模型选为，是湍流模式理论中的种，简称ε模型。

因为标准ε模型可用于复杂几何外部流动问题，又可用于可压缩和不可压缩流体，且精度合理，所以选用标准ε湍流模型。

数值分析的流程图如图所示。

图数值分析流程图计算结果及分析采用工大学，王学吉小破口失水工况下核主泵气液两相流模拟镇江江苏大学，王海滨进口破口事故下核主泵内压力脉动特性研究镇江江苏大学，孙汉虹，程平东，缪鸿兴，等第代核电技术北京中国电力出版社，孙丹大型屏蔽电动机泵轴向力分析沈阳沈阳工业大学，丁书华，钱立波，吴丹反应堆冷却机泵水常工况下核主泵工作状态相比，进口段小破口工况下叶轮受力变形及振幅大幅减小与正常工况下核主泵工作状态相比，出口段小破口工况下，叶轮受力变形略有增大，核主泵轴系振幅仅有小幅变化。

参考文献朱荣生，刘永，王秀礼，等失水事故初期核主泵气液两相流动特性哈尔滨工程大学学报，付强，习毅，朱荣生，等含