搜索结果: 1-15 共查到“核科学技术 热工水力”相关记录27条 . 查询时间(0.134 秒)
铅铋反应堆环形燃料结构热工水力分析方法研究
铅铋反应堆 环形燃料 多目标优化 最佳排列方式
2021/12/23
采用环形燃料可显著提高铅铋反应堆的堆芯功率密度，对实现反应堆小型化设计和经济性提高具有重要意义。本文基于闭式并联多通道模型和量子遗传算法，通过流量分配和热量分配的解耦计算，开发了铅铋快堆环形燃料热工水力分析程序；然后以燃料芯块最高温度、燃料包壳最高温度、内外出口温差、压降、堆芯功率为评价指标，采用多目标综合评价法开展了环形燃料组件最佳排列方式研究。结果表明：开发的铅铋快堆环形燃料热工水力分析程序与...
中广核综合热工水力与安全实验室（图）
核电站 自主核燃料组件 核电安全技术
2020/11/5
中广核综合热工水力与安全实验室是中广核集团最重要的综合性实验研究平台，面向第三、四代先进核电站自主核燃料组件研发、先进核电安全技术及核电装备的自主研发和工程设计、核软件研发，在运电站运维和改进等方面，是“广东省核电安全重点实验室”和“深圳市核反应堆安全重点实验室”。基地积极开展核电进社区、进校园等活动，结合实验室情况组织特色教育活动等。
基于CFD方法的铅铋冷却燃料棒束的热工水力特性分析
铅铋合金 计算流体力学 热工水力 绕丝
2020/8/20
铅铋冷却快堆作为第4代反应堆候选之一具有安全性高等特点，研究其在正常工况下的热工水力特性具有重要意义。本文基于商用计算流体力学（CFD）软件STAR-CCM+，使用流固耦合的方法对带有绕丝结构的19棒束铅铋组件进行数值分析，探究了质量流量、功率等边界条件对组件内部流动传热特性的影响。模拟计算结果表明：CFD方法在子通道中心温度和壁面温度预测上与实验结果取得了较好的一致。同时，绕丝结构的存在使得子通...
热管式辐射器热工水力优化分析
热管式辐射器 热工水力分析 程序开发 CFD软件
2020/4/20
热管式辐射器广泛应用于空间系统废热排放，其管道复杂，包含热管、翅片和包壳等复杂结构。针对热管式辐射器的流动与换热问题，本文采用CFD软件与自主研发程序RATHAL相结合的方法。先用CFD软件计算流动管道及集流环上的流量分配，再将该结果代入RATHAL程序中计算得到辐射器的温度分布。根据计算结果，以均匀温度分布为目的，对现有结构提出了合理的优化意见。结果表明，采用CFD软件与自主研发程序RATHAL...
管壳式换热器是工程中应用最为广泛的换热器类型。换热器壳侧多为复杂的气液两相流，使用精确网格对有上千根传热管的大型管壳式换热器进行模拟较难实现。为实现对壳侧两相流体整体的数值计算，目前最常用的是引入多孔介质模型以减少计算网格数量。多孔介质的两个重要参数是体积孔隙率和表面渗透率。关于多孔系数的计算以前的研究人员已提出了一些方法，但这些方法或直接将体积孔隙率设置为常数，计算精度不够，或计算精度良好，但方...
华龙一号非能动安全壳冷却系统热工水力分析
华龙一号 非能动安全壳冷却系统 设计工况 均匀流模型 自然循环
2020/1/20
本文采用不可压缩流体均匀流模型对华龙一号(HPR1000)的非能动安全壳冷却系统（PCS）进行数值模拟，在反应堆冷却剂系统（RCS）大破口丧失冷却剂事故（LOCA）工况下对PCS进行热工水力分析，并对PCS设计工况进行性能分析计算。结果表明：PCS的非能动运行特性与事故进程具有很好的匹配能力，能在事故早期极快启动，并在24 h内将安全壳的温度和压力稳定在安全范围内。通过PCS设计工况的换热性能分析...
小型模块式反应堆螺旋管蒸汽发生器设计和热工水力分析
一体化模块式反应堆 螺旋管蒸汽发生器 设计 流动和换热
2019/12/20
近年来，国际上一体化小型模块式反应堆发展飞速，我国也正在加速研制一体化小型模块式反应堆。本文针对15 MW的一体化小型模块式反应堆，设计一种螺旋管式蒸汽发生器，共12个蒸汽发生器组件均匀分布在反应堆堆芯围板外侧和压力容器内侧壁的环形空间中，每个组件含5层、25根螺旋管，整个蒸汽发生器共300根螺旋管。给出了蒸汽发生器的具体参数，分析了蒸汽发生器组件中换热系数、温度、温差和热流密度等沿管长的变化，并...
第九届中韩反应堆热工水力研讨会WORTH-9（The Ninth China-Korea Workshop on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics）于2019年5月15日至18日在重庆君豪大饭店隆重召开。本次会议由中国核动力研究设计院和韩国原子能研究院主办，低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室、重庆大学能源与动力工程学院承办，四川省核学会协办。会议共邀请了1...
华南理工大学2017年攻读硕士学位研究生入学考试反应堆热工水力分析试题。
2017年9月4日，第十七届国际核反应堆热工水力大会在西安曲江国际会议中心开幕，来自全球35个国家的700多名核能领域的学术大咖和青年人才齐聚西安，共同研讨核能发展。大会由美国核学会、中国核学会和西安交通大学共同主办，西安交通大学校长王树国教授和美国麻省理工学院教授N. E. Todreas共同担任大会荣誉主席，西安交通大学核科学与技术学院杨保文教授担任大会技术委员会主席。在接下来的4天里，大会分...
华南理工大学2016年硕士研究生反应堆热工水力分析招生专业课试题。
第五届中韩反应堆热工水力国际研讨会圆满落幕（图）
第五届 中韩反应堆热工水力国际研讨会 反应堆热工水力 核电安全
2011/10/24
2011年10月10日至12日，由中核核反应堆热工水力技术重点实验室主办的第五届中韩反应堆热工水力国际研讨会(WORTH-5)在四川峨眉召开。来自中国核学会(CNS)、中国核动力研究设计院(NPIC)、中国原子能科学研究院(CIAE)、西安交通大学(XJTU)、上海交通大学(SJTU)、华北电力大学(NCEPU)、哈尔滨工程大学(HEU)、中国科学院应用物理研究所、浙江大学(ZJU)、上海核工程研...
ADS原理验证装置两种方案的热工水力分析
加速器驱动的次临界系统 热工水力 嬗变 RELAP5程序
2010/4/30
加速器驱动的次临界系统（ADS）项目是“973项目”之一，旨在解决ADS的关键技术问题。其中，“原理验证装置的设计”课题可为ADS关键技术的解决和走向工程化奠定基础。文章就两种不同的堆芯方案陈述了ADS原理验证装置热工水力的计算，计算由初始稳态运行和瞬态及事故工况组成。为考察两种方案的自然循环能力，选择失流事故进行瞬态分析。对瞬态工况的严重性和两种方案的结果进行了比较，结果表明：事故工况下自然循环...
利用CFX程序对聚变驱动次临界堆嬗变包层第一壁在水冷条件下的热工水力特性进行数值模拟和分析。计算选用PWR典型工况下的水，取嬗变包层第一壁的局部模型，考虑了流固热耦合，重点计算分析了在不同壁面热流密度和冷却剂流速条件下冷却剂温度、压降及结构材料最高温度的分布。计算结果显示，当水的入口流速为1～5 m/s时，结构材料的最高温度较使用典型工况下的氦气作冷却剂时低16～91 K，同时结构材料最大温差降低...