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为获得高温钠热管传热性能,开展真空条件下钠热管启动性能和等温性能试验,获得了钠热管真空条件下启动速度与等温性能数据;开展强制冷却工况条件下传热性能试验,获得了钠热管声速限特性与试验工况下的最大传热功率。经试验验证,所研制高温钠热管在真空条件下,580 ℃时完全启动,启动用时20 min,轴向壁面温差低于11 ℃,等温性能良好;钠热管传热功率在工作温度为500~650 ℃时受声速极限限制,在650 ℃以上受携带极限限制;在750 ℃和850 ℃时,测得热管最大散热功率分别为4.78 kW与8.02 kW,对应的最大轴向热流密度分别为1.51 kW/cm2与2.53 kW/cm2。试验结果表明,所研制钠热管具有较强传热能力,可满足热管式核反应堆等工程应用需求。 相似文献
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基于LabVIEW软件平台与PCC(计算机可编程控制器)硬件平台,结合无线通信技术,设计了一种变压器用冷却器性能检测试验装置实时测控系统。系统充分利用了LabVIEW与PCC各自优点,实现了装置的远程实时数据采集与设备控制。采用三电一体集成技术,有效地提高了装置的自动化水平,并降低了电控单元的复杂程度,具有开发周期短、测控精准、运行可靠、智能程度高、更改便捷等显著优点。该系统已于2012年10月通过验收,实践应用效果良好。该方案可推广至其他稳态、准稳态热工水力试验当中。 相似文献
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秦山核电站二期反应堆堆芯流量分配数值分析 总被引:2,自引:0,他引:2
获得可靠的堆芯入口流量分配数据是改善压水堆堆芯热工水力性能的需要。应用计算流体力学方法研究了反应堆压力壳内复杂的流动现象,得到了秦山核电站二期600 MW反应堆1/4整体水力模型的堆芯入口流量分配状况,并对下腔室几何结构、冷管段入口流量等影响因素进行了敏感性研究。分析结果表明,双环路工况入口流量对堆芯入口流量分配影响较小;与双环路工况相比,单环路运行工况时流动特性显著变化,导致流量分配状况差异较大;堆芯入口流量再分配因子为0.05,与原型设计参数吻合。计算结果证实所采用研究方法有效,可为相关反应堆工程设计验证提供依据。 相似文献