工学 >>> 核科学技术 >>> 裂变堆工程技术 >>> 裂变堆热工与水力 >>>
搜索结果: 31-45 共查到知识库 裂变堆热工与水力相关记录120条 . 查询时间(3.89 秒)
基于不同间隙尺寸下、水平小间隙内面朝下加热自然循环池式沸腾的实验研究,利用过渡沸腾段实验数据训练出一成熟的人工神经网络(ANN)。运用该人工神经网络系统分析了壁面过热度Δtw、无量纲水平间隙δ/D、Pr、Ra对换热性能的影响。在此基础上,拟合出一用于计算水平小间隙内面朝下加热过渡沸腾Nu的经验关系式,该关系式计算值与实验值符合较好。
将预合金粉雾化粉与Ti粉、纳米Y2O3粉混合后进行机械合金化,所得粉末用热等静压进行固结,采用不同的热处理参数对所得样品进行热处理。利用扫描电镜及透射电镜(TEM)等检测工具进行检测。结果表明,机械合金化中导致的孔洞会在热等静压后保留在试样基体中,随正火温度的提高,孔洞的形貌由不规则大孔洞变为细小均匀分散的小孔;在1100℃下保温5h后,孔洞粗化。TEM显示,随正火温度的提高,晶粒发生长大而粗化...
应用CFD方法对跨临界压力区竖直圆管内水的对流传热进行了数值模拟研究。通过与实验结果比较,分析了浮升力因素的影响机理。研究结果表明,采用浮升力修正的k-ε两方程湍流模型可准确预测跨临界压力区正常对流传热现象。当流体温度达到拟临界点,尽管该模型可预测传热恶化现象,但与实验数据偏差较大,在水热物性及数值模型等方面有待进行更深入研究。
在摇摆台架上对摇摆条件下的非能动余热排出系统的自然循环能力及其相关特性进行了试验研究。分析了附加压降和重位压降对流动特性的影响,以及摇摆条件下的重位压降和流动阻力对流速的影响。结果表明:摇摆条件下,非能动余热排出系统自然循环能力下降。摇摆振幅越大,平均凝水流量越小,波动幅度越大;凝水流量最小值随摇摆振幅的增大而下降很多,但凝水流量最大值变化较小。系统参数变化与摇摆周期关系不大。附加压降不会对平均流...
本文通过Pipestress软件计算事故余热排放系统有关管道,合理布置管道支吊架系统。使管道系统在各种预期的载荷工况下,均能满足ASME设计规范规定的应力限值,并满足机械设计和现场安装的要求。
高温气冷堆的三维燃耗计算、三维控制棒价值计算、堆芯功率重构以及芯外探测器响应分析都必须通过三维计算实现。由于高温气冷堆侧反射层中控制棒与吸收球区均为强吸收体,因此,在该区域无法直接用扩散方法计算,而用输运方法实现三维计算又过于耗时。根据不连续因子理论,利用二维(R,θ)几何下输运-扩散耦合计算,实现控制棒与吸收球区的局部均匀化,求得不连续因子和均匀化截面。在此基础上,实现带不连续因子的三维扩散计...
对于超临界压力CO2在垂直圆管(din=2mm)内高进口雷诺数(Re=9000)条件下向上流动时的对流换热进行了数值模拟。通过与实验数据进行对比来验证湍流模型的可靠性,并研究变物性和浮升力对壁面温度和湍动能的影响。结果表明:在热流密度较高的情况下,向上流动时出现了局部换热恶化和换热强化现象,这主要归因于浮升力对湍动能分布的影响;采用LB湍流模型能较好地模拟这种换热现象;在热流密度较低的情况下,未...
针对国际热核实验反应堆(ITER)重力支撑系统具有周期对称性的特点,提出了ITER重力支撑系统的有限元模型的建模方法。应用ANSYS软件,采用精度较高且计算规模又可接受的单元网格划分方法,得到了网格划分图,建立了ITER重力支撑系统环向20°三维有限元模型,并对该模型进行了稳态热分析、热-结构耦合分析。获得了ITER重力支撑系统各零件的热应力分布及最大热应力,并分析了这些零件的强度。热应力分析的结...
基于60Coγ射线辐照后的商用电荷耦合器件(CCD),对室温退火和100℃高温退火实验进行研究。考察了CCD的功耗电流、输出信号电压波形及光响应灵敏度等参数的变化。结果表明,CCD辐照过程中产生的氧化物电荷和界面态导致了CCD参数在室温和高温退火中的不同表现。
应用CFX对堆芯围桶开孔处温度场及流场进行模拟计算并对结果进行分析。利用模型Ⅰ、Ⅱ分别计算得到堆芯围桶开孔处的温度场及流场,并得到在正常工况下堆芯围桶开孔处钠的流动方向。计算验证了事故余热排出系统(CAPX)水台架的试验结果,为CEFR堆芯围桶开孔的安全分析打下基础。
文章利用流体力学软件CFD对反应堆重要压力保护装置——爆破膜装置进行热工分析。分析计算结果可知,爆破膜体表面最高温度不超过设计限值,证明了该装置的安全性。
在核电站严重事故分析中,熔融金属与水的相互作用是一个重要的研究课题。本实验利用高速摄像机和压力传感器记录了不同熔融金属温度、水温以及熔融金属直径条件下熔融金属锡与水作用过程中的运动图像和压力波动曲线,分析了这3种因素的作用机理。
针对900MW级压水堆核电厂,采用一体化严重事故分析工具,对主给水丧失(LOFW)始发事件叠加辅助给水失效严重事故下,采取堆腔注水(ERVC)缓解措施的事故进程进行模拟,对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证,并对注水速率、注水高度和注水时间对该措施的影响进行了分析。结果表明:在充足的水源条件下,保证一定的注水速率和水位高度,LOFW始发严重事故下采取堆腔注水的缓解措施...
在摇摆台架上对非能动余热排出系统进行了实验研究和数值模拟。在小摇摆振幅条件下,摇摆对系统影响较小,在大摇摆振幅条件下,系统的传热能力有一定程度的降低;摇摆条件下,系统的传热受传热系数、摩擦阻力和流速等因素的影响,而不是摇摆振幅和周期的简单函数。在RELAP5/MOD3.2程序的基础上,用漂移流模型代替两流体模型,通过修正混合物动量方程、提升压降、冷凝传热关系式和添加矩阵求逆模块研制了摇摆条件下非...
核电厂严重事故下安全壳内氢气的热工水力特性极其复杂,安全壳内氢气的流动与分布受多种因素影响,如安全壳通路、产氢速率、水蒸气份额等。本文使用三维计算流体力学软件CFX研究安全壳内的氢气浓度分布,关注在产生的混合气体中水蒸气份额对安全壳内氢气分布的影响。研究结果表明:所产生的混合气体中的水蒸气份额越高,水蒸气从破口区域携带出来的氢气越多;水蒸气促进了安全壳内的空气流动,导致破口区域的氢气浓度较低,其...

中国研究生教育排行榜-

正在加载...

中国学术期刊排行榜-

正在加载...

世界大学科研机构排行榜-

正在加载...

中国大学排行榜-

正在加载...

人 物-

正在加载...

课 件-

正在加载...

视听资料-

正在加载...

研招资料 -

正在加载...

知识要闻-

正在加载...

国际动态-

正在加载...

会议中心-

正在加载...

学术指南-

正在加载...

学术站点-

正在加载...