对环形通道内液态金属钠沸腾两相流动特性进行了实验研究。实验中,系统压力为3.6~110.0kPa,热流密度为11~600kW·m~(-2),流速为0.02~0.45m·s~(-1)。实验结果表明,液态金属钠沸腾传热系数与壁面热流密度和系统...
针对超临界水并联通道系统,采用交错网格技术和半隐式差分格式进行离散,选主元高斯-约当消去法求解离散控制方程。验证了计算模型的准确性以均匀功率分布为基准轴向功率分布,采用下峰值功率分布、余弦功率分布和上峰值...
对环形通道内液态金属钠沸腾两相流动特性进行了实验研究。实验中质量流速G≤2 000kg·m-2·s-1,系统压力p≤0.1 MPa,热流密度q≤550kW·m-2。两相流动摩擦压降通过在相同质量流量的单相流动摩擦阻力系数...
在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行波动管小破口尺寸失水事故实验,研究波动管小破口失水事故过程中的热工水力现象和非能动安全系统运行特性。模块化小型反应堆发生失水事故后,压力平衡管和安注...
全厂断电事故下模块化小堆非能动余热排出系统实验研究 CNKI文献
针对模块化小堆非能动安全系统(PRHRS)的设计特点,建立了非能动安全系统综合实验装置CREST。在CREST实验装置上,进行了全厂断电事故短期性能实验,研究了PRHRS的冷却能力及运行特性。研究结果表明:全厂断电事故发生后,...
关键词： 模块化小堆 / 非能动余热排出系统(PRHRS) / 全厂断电事故
下载（128）| 被引（0）
采用CATHARE程序对两相自然循环系统的压降震荡流动不稳定进行数值模拟。计算结果表明,两相自然循环系统中,自然循环回路与稳压器之间的压降震荡是导致流动不稳定出现的主要原因。通过限制自然循环回路与稳压器之间的...
采用FFT方法对横摇条件下堆芯核热耦合流动不稳定性的分析 CNKI文献
基于开发的海洋条件下堆芯核热耦合流动不稳定性分析程序,利用快速傅里叶变换(FFT)方法对堆芯通道的流量振荡曲线进行分析,获得了静止和横摇条件下堆芯发生核热耦合流动不稳定性时通道的频谱特性。研究表明,静止条件下...
分析了复杂条件引起的附加力对矩形通道内环状流液膜厚度和汽芯中液滴的分布、夹带和沉积的影响,建立了复杂条件下的液膜分布、液滴沉积和夹带模型,形成复杂条件下矩形通道内干涸(Dryout)型临界热流密度(CHF)机理模型...
稳压器位置对自然循环系统流动不稳定性的影响研究 CNKI文献
为了获得自然循环系统稳定性特性,针对一个简单的并联双通道自然循环系统采用RELAP5程序建立了理论分析模型,研究了不同稳压器位置与回路的连接位置对系统稳定性的影响。研究结果表明:当稳压器波动管与回路底部冷段连...
鲁晓东 陈炳德... 中国核科学技术进展报告（第五卷）——中国核学会2017年学术... 2017-10-16 中国会议
模块化小型堆采用了非能动安全系统设计方案,是具有第三代核电技术水平的革新型反应堆,系统的固有安全性高。非能动余热排出系统是非能动安全系统的重要组成部分,在发生全厂断电事故时,非能动余排系统自动投入,依靠余...
黄志刚 彭传新... 中国核科学技术进展报告（第五卷）——中国核学会2017年学术... 2017-10-16 中国会议
