【摘 要】
：
空间核反应堆电源采用热管进行堆芯冷却。堆芯热管内部工质的蒸发与冷凝导致内部蒸气流动与管内流动有很大不同,必须考虑变质量流动和轴向速度分量与径向速度分量两者的存在
论文部分内容阅读
空间核反应堆电源采用热管进行堆芯冷却。堆芯热管内部工质的蒸发与冷凝导致内部蒸气流动与管内流动有很大不同,必须考虑变质量流动和轴向速度分量与径向速度分量两者的存在。对堆芯热管内蒸气流动的压力、温度分布和速度分布的计算方法进行研究,开发空间堆堆芯热管蒸气流动的计算程序SNPS-HPD,利用钠热管的实验数据对程序进行验证,并利用SNPS-HPD对HP-STMCs空间堆堆芯锂热管在不同运行工况下的蒸气流动特性进行设计校核计算。计算结果与文献计算值符合较好,说明SNPS-HPD程序可用于空间堆堆芯热管的设计校核计算
其他文献
堆腔注水系统(CIS)可用于导出严重事故下位于压力容器底部的堆芯熔融物余热,防止压力容器熔穿,有效缓解严重事故后果.将数值计算预测下封头临界热流密度(CHF)的方法用于模块
针对核反应堆乏燃料贮存格架去污的必要性与功能要求,研制了一种二代核电厂乏燃料贮存格架水下冲洗去污装置.详细介绍了该装置的结构组成、功能原理及控制系统设计.经某核电
第五届全国铸造机械标准化技术委员会第一次工作会议暨标准审查会于2014年7月21日至25日在山东省烟台市召开。中国机械工业联合会标准工作部副主任谭湘宁、全国铸造机械标准
为了实现反应堆保护装置各功能单元的快速、自动化功能校验,设计反应堆保护装置校验设备。该设备通过基于现场可编程阵列逻辑(FPGA)的脉冲信号输出电路配合高速采集卡采样频
对具有重复结构特征的对象进行实验研究时,由于实验成本和实验条件的限制,只能选取其中部分结构开展实验,这部分结构与原型在热工水力特性方面差异的主要来源是壁面效应。基
确定了全自动振动装管的振动频率等参数.由于全自动振动装管工艺易造成包壳管定位差、包壳管管口磨痕等缺陷,影响燃料棒的外观质量,通过对全自动振动装管装置及辅助工装的改
通过汽泡受力分析,构建窄缝通道内汽泡脱离直径预测模型。基于可视化实验获得的汽泡轴心倾斜角、前后接触角以及底部接触直径等数据,评价分析汽泡界面参数对脱离直径预测的影
记全国校园足球特色校深圳育才二中深圳育才二中坐落于深圳市南山区蛇口半岛爱榕路和荔园路南交汇处,拥有36个教学班,在校学生1600余名,1992年建校,先后经历了普高、职高和初
分析评价了模块式小型堆失水事故后可能出现的堆芯硼浓度过度累积问题,基于硼质量守恒原理,推导堆芯硼浓度演变的控制方程,计算分析了自动卸压系统阀门开启前的短期运行期间
对中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)蒸汽发生器(SG)排污结构进行优化。通过取消排污管及阻挡块,改为在管板上直接开排污孔,提高管廊区域的可达性,便于管板二次侧上表面的