热工水力相关论文
应用实验测量结合数值模拟的方法研究了蚀刻后折角圆弧对折线微通道内流动换热特性的影响。实验测量结果表明，化学蚀刻过程中的侧蚀......
以欧洲铅冷堆（ELSY）水平螺旋管式蒸汽发生器（HST-SG）为研究对象，结合其结构参数和运行参数，选取了合适的传热阻力模型开发了一维稳态热工......
高温气冷堆采用超临界蒸汽发生器可以进一步提高发电效率。结合目前高温气冷堆示范工程亚临界直流蒸汽发生器的设计经验及高温气冷......
螺旋管式直流蒸汽发生器（H-OTSG）因结构紧凑和换热效率高等特点被广泛应用于小型模块化反应堆。本文开展了在不同热功率下的全尺寸H-......
螺旋管直流蒸汽发生器（HOTSG）因其紧凑式的结构设计、较好的传热性能和热膨胀自由等安全特性在铅铋快堆中得以广泛应用。作为铅铋快......
学位
为提高反应堆数值模拟的精度,基于通用程序耦合接口（ICOCO）规范与集成方法,构建了中子扩散程序（NDK）、子通道程序（KMC-SUB）以及计算流体......
铅铋快堆的中子经济性良好、热电转换效率高、功率密度高,具有良好的安全性能。堵流事故指的是冷却剂流道被堵块阻塞导致组件内流......
蒸汽直接接触冷凝（Direct Contact Condensation,DCC）,在核能、化工等领域的工业应用中广泛存在,比如蒸汽喷射驱动的喷射器、接触式......
为能在给出数值模拟结果的同时提供置信区间,本文开展了压水堆燃料性能分析、组件燃耗和热工水力学分析计算的不确定度量化研究.采......
熔盐堆具有良好的中子经济性、固有安全性、在线后处理和可实现钍铀循环等特点,在第四代核能系统国际论坛上被评选为六种先进核能......
本研究以铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器(HOTSG)设计结构为研究对象,采用精细网格与多孔介质相结合的物理建模方法,通过一次侧三维......
快堆主容器是核安全一级设备,选用的材料是316不锈钢,根据核安全审查要求,必须要分析该设备的强度、刚度等是否满足设计要求。在对......
钠冷快堆是第四代先进核能系统的首选堆型,它具有可增殖核燃料、嬗变放射性废物以及高热效率发电等优势.超临界二氧化碳布雷顿循环......
期刊
目前,被广泛应用于核反应堆热工水力安全分析的系统程序其计算模型大多为一维,不能有效模拟反应堆堆芯和反应堆其它三维结构的流场......
空间堆堆芯冷却剂流道相较于地面堆而言结构更加复杂,设计出合理可行的冷却剂流道对空间堆的研究具有重要价值。针对液态金属冷却......
随着紧凑型热交换器的广泛使用,许多科研人员已经密切关注着它。在不显着增加其设计成本的情况下进一步提高紧凑热转换器效率的方......
熔盐堆作为第四代先进核能系统中唯一的液态燃料堆型,具有良好的固有安全性,中子经济性和在线添换料等优点。熔盐快堆无需石墨慢化......
带绕丝燃料组件广泛应用在第四代核反应堆中,作为反应堆的核心部件,绕丝的存在不仅起到固定和支撑燃料棒的作用,同时使得流场的分......
“十二五”计划中将“加速器驱动嬗变研究装置”(简称:Ci ADS)这一重大科学装置列为了重点建设对象,基于该装置,中国科学院近代物......
结合国际仿真技术的最新进展,探索研究了基于Modelica的核反应堆热工水力系统先进仿真技术,开展了基于Modelica的两相热工水力特性......
为认识超临界二氧化碳自然循环基本特性,开展超临界二氧化碳在简单矩形回路内自然循环特性的实验研究,研究系统压力和冷热段流体温......
压水反应堆本体结构热工水力特性的CFD数值模型的准确建立是实现数字化反应堆的关键技术之一。采用等流通截面积方法简化了控制棒......
熔盐堆具有良好的中子经济性、固有安全性和可在线换料等特点.以石墨慢化通道式熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)为研究对象,基于R......
针对小型一体化自然循环反应堆在海洋环境中应用的问题,基于RELAP5/3.3程序构建了海洋条件分析模型,并通过摇摆实验对修改的程序进......
目前对于反应堆堆芯棒式燃料组件进行精细化热工水力分析主要采用子通道模型，而在子通道模型中通道间的相互作用模型仍有待完善。棒......
安全壳是防止放射性物质泄漏的第三道安全屏障。先进非能动安全壳通过内部的自然循环及蒸汽冷凝和外部自然循环及液膜蒸发将事故下......
棒状燃料元件广泛存在于压水堆、沸水堆和超临界水冷堆。不同于陆基核反应堆，采用核动力推进的船舶在海浪和海流的作用下如果产生摇......
液态铅铋共晶合金(LBE)具有良好的中子性能和导热性能、稳定的化学性质以及高沸点、低熔点等特性，是铅基反应堆主要的冷却剂材料之......
针对船用反应堆的实际特点,在充分研究欠热沸腾传热的基础上,建立堆芯热工水力模型,研制了船用堆芯稳态热工水力分析程序.程序可用......
在热谱超临界水冷堆设计中,工质在堆芯内剧烈的密度变化使堆芯轴向方向慢化不均匀,需要引入水棒结构减小这种影响.为描述超临界水......
介绍了采用非线性迭代半解析节块展开法求解的三维节块时-空中子动力学计算程序NLSANMT,并将其与子通道热工-水力堆芯分析程序COBR......
设计开发了新一代小型先进简化沸水堆—SSBWR-200。采用全功率自然循环、较低的功率密度、堆芯以上更大的冷却剂装量、新型的水力......
相对国内传统的二代加压水堆核电机组,第三代百万千瓦级先进压水堆核电机组“华龙一号”的硼回收系统(ZBR)的再生热交换器(ZBR001E......
为研究运动条件下铅铋反应堆热工水力特性,开发了运动条件铅铋反应堆瞬态分析系统程序,并完成了对设计的5 MW自然循环小型模块化铅......
期刊
核电领域中的热工水力分析程序对于了解核电厂设计参数具有重要意义，并且随着核电技术的发展，热工水力分析程序在核电厂运行系统中所......
研究不对称工况的参数有助于理解和消除平行通道管间脉动,提高系统的稳定性.在热工实验回路上,采用两根平行的圆管进行了不对称节......
为完成CAP1400非能动堆芯冷却系统试验验证,设计并建造了1/3高度比例的ACME整体试验台架.针对整体试验中堆芯处的关键热工水力过程......
为使磁约束聚变堆实现能量放大与氚自持,在其等离子体区周围设置次临界包层和产氚包层。采用天然铀合金燃料、轻水作冷却剂兼慢化......
铅冷快堆因其稳定的化学性质和优良的热工性能在第四代反应堆堆型内引起了世界广泛关注。本文以铅冷快堆螺旋管直流蒸汽发生器为研......
"华龙一号"采用目前国际最为先进的征兆导向法事故处理规程(SEOP)。中国核电工程有限公司反应堆工艺研究所热工水力与安全分析专业......
在中国核动力研究设计院流动传热基础试验平台上进行了矩形通道干涸后最小膜沸腾传热试验。通过对各种热工水力参数的试验研究,得......
回热器是10MW高温气冷堆氦气透平直接循环(HTR-10GT)发电的重要设备之一，它的主要功能是为了利用透平出口的高温氦气加热反应堆入口......
