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搜索结果: 1-7 共查到核科学技术 水力特性相关记录7条 . 查询时间(0.192 秒)
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...
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...
文章用理论计算和工程经验相结合的方法给出了我国自行设计的快堆燃料组件(参考设计)的水力特性。并与用国际上发表的多种关系式计算结果进行了比较,吻合较好。该计算结果对燃料组件的设计和热工计算有一定的参考价值。
先进燃料组件水力特性实验研究与数值模拟。
在聚变堆初步概念设计的基础上,针对固态包层设计路线,提出了一个先进的氦冷固态包层概念。设计采用Be12Ti和Li2TiO3陶瓷小球混和球床,物理和化学相容性好;采用SiC作为结构材料,提高耐高温性能及氦气出口温度。计算结果表明:选择Be12Ti和Li2TiO3球体积比在2和4之间较合理;在Be12Ti和Li2TiO3球体积比为3时,6Li富集度取30%~80%较适宜;球床的最高温度低于材料的温度...
一、概述中国科学院原子能研究所研究性重水反应堆,于1958年开堆时发现,当反应堆处于满负荷的正常运行状态时,重水泵的磨损指示器中气体增长非常迅速,经十五分钟即将指示器充满(约0.3升);当重水泵在1500转/分运行时,气体增长的速度更加显著。试验证明,气体是来自反应堆内部。由于活性区液面气泡层的存在,会降低反应堆的反应性并影响重水泵的正常工作。
医用中子照射器核装置堆芯热工水力特性数值研究。

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