CSR1000带肋子通道程序验证及分析

来源 :核动力工程 | 被引量 : 0次 | 上传用户:wwj88888888
下载到本地 , 更方便阅读
声明 : 本文档内容版权归属内容提供方 , 如果您对本文有版权争议 , 可与客服联系进行内容授权或下架
论文部分内容阅读
超临界水冷堆燃料组件多采用绕肋进行自定位,绕肋对于组件热工水力特性的影响较为复杂。在超临界子通道程序ATHAS的基础上改进绕肋处理模块,并基于计算流体力学(CFD)工具对绕肋模型进行验证。改进后的子通道分析程序整体上能够反映出不同通道的变化趋势,对绕肋的几何参数变化也能做出较为合理的响应,证明绕肋模型正确;但在部分通道的预测上仍需要进一步改进。
其他文献
通过开展稳压器双锥密封结构温度分布仿真、密封性能分析,获得了密封结构的温度分布和密封面接触应力随时间变化的规律,结合试验现象,确认了温度骤变带来的热冲击是双锥密封
流弹稳定性和漩涡脱落是流致振动分析的两个重要机理。由于制造工艺、运输、辐照影响,格架对燃料棒的夹持作用可能失效。以I、II型燃料组件为例,研究了夹持失效对燃料棒固有
篮球运动的发展决定着篮球运动员需要掌握越来越多的个人技术,而低位单打技术可以说是一个篮球运动员的个人技术是否登堂入室的试金石。随着近些年来,篮球低位单打技术被应用
对某压水堆核电厂电动远传隔离阀故障进行原因分析及治理.通过金相试验与现场实测阀门相关性能曲线,诊断隔离阀电动头离合器托板断裂的直接原因是电机多次启停造成的反复冲击
采用经典的活化箔法测量研究堆辐照孔道内热中子注量率的相对分布,并选择孔道内有代表性的点进行中子温度和热中子绝对注量率的测量;最后利用镉比修正法对实验结果进行校核.
采用MTS材料试验机研究了去应力态和再结晶态的SZA4(Zr-0.8Sn-0.25Nb-0.35Fe-0.1Cr-0.05Ge)、SZA6(Zr-0.5Sn-0.5Nb-0.3Fe-0.015Si)2种不同成分的锆合金在室温和385℃的拉伸性
保护逻辑通道试验装置用于秦山核电二期扩建工程反应堆保护系统中保护逻辑的定期试验。本文介绍了该装置的试验原理、设备组成、工作方式、技术特性等内容。 Logical Channe
2015年的秋天,我们踏上了云南这块美丽的土地,在我们不断惊叹于天地之间绚烂的色彩之时,更是被民间的各种传统手艺所深深折服。在保山市的永子文化园里,我们有幸一睹国宝永子
为提高大型热工水力程序对换热系数估测准确度,从竖直管内冷凝换热机理出发,通过求解守恒方程,分别建立适用于竖直管内纯蒸汽冷凝层流和湍流的机理模型.将开发的机理模型计算
为了满足国内核电厂对维修有效性评价体系的迫切需求,通过对美国维修规则(MR)的核心内容和具体实施过程进行研究和分析,结合我国核电厂的实际情况,分析MR在我国核电厂应用中