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以中国改进型压水堆核电站CPR1000为研究对象,在其蒸汽发生器(SG)二次侧设计了1套非能动排热系统。为验证该系统在主给水管道破裂(MFLB)事故下的热量排出能力,采用RELAP5/MOD3.2程序对系统进行合理的简化并建模。结果表明:MFLB事故发生后,系统内可迅速建立起自然循环流动;该系统的及时投入可使一回路温度和压力的上升得到有效缓解,在隔离受影响的SG之前,一回路未出现整体沸腾,稳压器未满溢,保证了堆芯和一回路冷却剂系统的完整性。 相似文献
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提出了一种新型非能动余热排出系统(PRHRS)设计方案,该方案以高位水箱为最终热阱,采用在蒸汽发生器二次侧建立自然循环的方式间接地带走堆芯余热。以大亚湾核电站主冷却剂系统为载体,用RELAP5/MOD3.2程序分析了全厂断电事故下,PRHRS的运行特性。结果表明:事故发生后,余热排出系统内可较快地建立起循环流动,带走蒸汽发生器二次侧热量,在一段时间内保证反应堆安全,证明系统设计合理、有效。并分析了换热器布置高度、系统投入时间及换热面积对余热排出系统运行特性的影响。 相似文献
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含空气蒸汽冷凝是反应堆失水事故时安全壳内重要的热工水力现象。已有研究多关注气体压力、温度等热工参数对传热特性的影响,而对几何参数的影响及其作用原理分析较少。采用三维CFD数值模拟方法,基于扩散边界层冷凝机理模型研究了管径(4~60 mm)、管长(0.1~7 m)及倾角(0°~90°)对含空气蒸汽冷凝传热特性的影响。结果表明,管径、管长及倾角均对含空气蒸汽冷凝传热特性有显著影响。平均冷凝传热系数随管径的增大而减小;随管长的增长先减小后增大,3 m左右达到最小值;随倾角的增大而增大。局部冷凝传热系数沿管长方向先迅速减小后缓慢增大。倾斜布置时,迎流面产生明显传热强化,向两侧逐渐减弱,背流面存在一定的传热抑制。 相似文献
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以浸没在高位水箱中的竖直管束为研究对象,对不同热负荷条件下竖直管束的池沸腾换热特性进行研究,通过对比中心管与周围旁管外壁面过热度、凝液量的变化,分析了中心管与旁管换热特性的差异。实验结果表明,换热管束的换热能力明显优于单管,在相同热流密度条件下,管束沸腾换热系数可达到单管的1.2~1.5倍。与旁管相比,低热负荷条件下,中心管的换热能力优于旁管;高热负荷条件下,中心管的换热能力则不及旁管,在热流密度大于200 kW/m2时,旁管的沸腾换热系数相对于中心管提高了近7%,且从实验数据的变化趋势来看,旁管较中心管的沸腾换热能力有随热流密度增加而逐渐增大的趋势。 相似文献
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摇摆状态下水平管中单相水的摩擦阻力实验研究 总被引:3,自引:1,他引:2
在常温常压下,利用水平放置在机械传动的摇摆台架上的两相流实验装置,对内径为34.5 mm有机玻璃管内的单相水在不同摇摆状态下的摩擦压降特性进行了试验研究.应用能量方程和Darcy公式求解了摇摆状态下单相水的摩擦阻力系数.试验结果表明:流速、摇摆周期和摇摆幅值等因素对摩擦压降都有一定的影响,并且摇摆状态下的摩擦系数与稳态时不同,呈现周期性的变化.通过引入摇摆雷诺数和实验数据的拟合,提出了用于计算摇摆状态下单相水的摩擦阻力系数的试验关联式.与实验值比较,计算值能够反映摩擦阻力系数的变化,两者符合得很好. 相似文献
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钍是一种可转换材料,将其转换成233U能极大提高现有核燃料资源的储量。为实现对钍的合理利用,以模块式柱状高温气冷堆GT-MHR的燃料组件作为研究对象,选取低浓缩铀、武器级钚、核反应堆级钚等作为其启动燃料。利用栅格输运计算程序DRAGON对这3种启动燃料下的钍基柱状燃料组件的寿期初中子能谱、无限增殖系数、燃耗、转换比以及233U和232Th的含量等参数进行了分析。结果表明,在易裂变物质初装量约为9%时,与低浓缩铀和武器级钚相比,核反应堆级钚作为启动燃料时组件寿期初中子能谱较硬、转换比较高;其燃耗达90 GW•d/tHM;其无限增殖系数在寿期内的波动最小;燃耗为75 GW•d/tHM时组件中233U存余量与232Th消耗量之比达0.566。 相似文献
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摇摆状态下气液两相流流型转变的实验研究 总被引:2,自引:0,他引:2
通过可视化观察和数码照片对摇摆状态下光滑有机玻璃管内气液两相流流型进行分类和定义,并分析了不同管径、摇摆角度以及摇摆周期对流型之间转变的影响.结果表明:在液相折算流速一样的情况下,管径增加、摇摆周期缩短或摇摆角度减小会使得环状流形成需要更高的气体折算流速;弹状流向搅混流转变所需气相流量则随着管径的减小、摇摆周期的增加或摇摆角度的减小而增加.而在气相折算流速一样的条件下,管径增加、摇摆周期缩短或摇摆角度增大会使泡状流产生需要更高的液相流量. 相似文献
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