期刊文献+

核电厂泵站水锤现象的形成与危害分析 被引量:2

下载PDF
导出
摘要 水锤是输水管道中由于流速突变引起的一系列急剧的压力交替升降的水力冲击现象,严重影响核电厂泵站的安全运行。本文着重论述了这一现象的概念、形成原因、危害及其防护措施。对泵站纯化水系统进行设计,以改进水锤防护措施。
作者 吴栋 江丽
机构地区 西南科技大学
出处 《科技与生活》 2010年第4期97-97,99,共2页
  • 相关文献

参考文献6

二级参考文献6

共引文献28

同被引文献18

  • 1窦一康.核电厂生命周期全过程的老化管理[J].金属热处理,2011,36(S1):10-14. 被引量:17
  • 2何超,袁少波,喻丹萍.核电厂管系振动评定方法分析[J].核动力工程,2011,32(S1):107-109. 被引量:7
  • 3夏龙兴,李宗坤.长距离重力输水管路水锤特性及其防护措施[J].中国农村水利水电,2004(9):69-71. 被引量:9
  • 4谭璞,李剑波.核电厂管道热疲劳机理与防治[J].核安全,2011,10(4):23-28. 被引量:17
  • 5陈银强,张蜀治,周正平,等.稳压器波动管热分层现象三维数值模拟研究[C].核电站寿命评价与管理技术研讨会,2010(12):522-527.
  • 6IAEA-TECDOC-1361 Assessment and management of ageing of major nuclear power plant components impartment to safety-primary piping in PWRs[R]. IAEA, 2003, 6.
  • 7彭顺米.原子能院堆工所开展的核电厂构件设备失效分析工作介绍[C].2013年国内核电厂失效分析交流会,海盐,浙江,2013.
  • 8谢永诚,梁星筠,杨仁安,等.核电厂管系和旋转设备振动故障诊断技术研究及其应用[J].核动力工程,2006(10):273-275.
  • 9Orynyak I V, Batura A S, Radchenko S A, et al. Application of the method of initial parameters to analysis of coupled hydromechanical vibrations in piping systems- Part 3. Analysis of forced vibrations in steam piping of WWER-1000 power unit[J]. Strength of Materials, 2012, 44(2): 196-204.
  • 10Rober Son J A, Crowe C T. Engineering fluid mechanics [M]. 6 th Edition, John Wiley & Sons, Inc, New York. 1997_.

引证文献2

二级引证文献16

相关作者

内容加载中请稍等...

相关机构

内容加载中请稍等...

相关主题

内容加载中请稍等...

浏览历史

内容加载中请稍等...
;
使用帮助 返回顶部