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二次侧非能动余热排出(ASP)系统是压水堆核电厂应对全厂断电事故的重要措施之一。为研究ASP系统的运行特性,设计建造了ASP系统试验装置(ASPTF)。在ASPTF上开展了ASP系统运行稳定性影响试验,并对试验结果进行了理论分析。试验研究与理论分析结果表明:低压低功率下ASP系统中出现流动不稳定性;增加蒸汽管线或回水管线阻力系数可抑制ASP系统出现流动不稳定性;降低加热功率时ASP系统更易出现流动不稳定性;主泵运行状态影响ASP系统的输入功率进而影响系统的流动不稳定性。 相似文献
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矩形窄缝通道内流动不稳定起始点计算模型评价 总被引:1,自引:1,他引:0
以未除气去离子水为工质,在P=1~15 MPa,G=500~2 000 kg/(m2 · s),ΔTsub,in=20~100 ℃,q=40~1 000 kW/m2的参数范围,以1 000 mm×25 mm×2 mm矩形窄缝通道内垂直向上流动条件下流动不稳定起始点的实验数据为依据,对Saha-Zuber,Levy,Bowring等人提出的预测OSV点关系式和Whittle & Forgan,Lee & Bankoff,Kennedy等人提出的预测OFI点关系式进行了对比分析.结果表明:建立在过冷沸腾基础上的这些预测关系式对OFI点的预测偏差大部分在±20%以内,而其预测结果在低热流密度下低于实验值,在高热流密度下预测结果高于实验值.同时,基于实验数据建立了一个流动不稳定起始点的计算关系式:qOFI=1.95,其预测偏差在±15%以内.与其它实验数据的对比结果表明:本文得到的关系式对其它通道也具有比较好的适用性. 相似文献
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为了研究压水堆因“直接安注”冷水注入压力容器下降环腔而导致的承压热冲击(PTS)热工水力问题,基于1:10比例模型,应用计算流体力学软件FLUENT5.4进行了紊流流动换热的数值模拟分析,同时进行了常压瞬态传热实验研究。针对下降环腔折算流速0.5 m/s,安注流速10m/s的典型工况,研究了安注水开启后下降环腔内的瞬态流动换热特性,数值模拟与实验结果吻合良好。考察了压力容器安注接管出口区环形焊缝区及堆芯段筒体中子强辐照区所承受的热冲击状况,基于稳态流动研究了下降环腔内流体混合特性及流动机理,为热冲击分析提供参考。 相似文献
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本文主要介绍了一组沿直线排列的平行沸腾通道,通过解一维中子扩散方程来确定这个通道排列的功率分布。模型研究了在平行通道排列中导致异相脉动的条件,定性地再现了沸水堆(BWR)堆芯。在一组直线排列的通道中模拟了所有通道的情况。使用一维动力学通过联刚的中央指令处理器(CPU)来求解这些通道。根据1994年核能署对于林哈尔斯(Ringhsls)反应堆的稳定基准试验来确定通道的组别。通过在每个通道施加相同的压降为边界条件作为稳态的初始条件,对通道流量进行迭代。这个恒定的压降同时也施加在反应扰动的瞬时反馈上,这个反馈诱发了异相脉动、数值计算采用基于并行虚拟机(PVM)的并行计算方案。 相似文献
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失水事故工况 (LOCA)下反应堆下降环腔内的流动和传热研究 ,对反应堆压力容器 (RPV)的安全具有重要的意义。通过对一种直接安注的反应堆压力容器内流动和传热的研究 ,将流动分为横穿射流和冲击射流 ,比较了在两种射流下下降环腔内流动和传热的特点 ,分析了流速比和对流换热系数及温度的关系 ,当流速比在 1~ 1 0时 ,流动属于横穿射流 ,对流换热主要由环腔流速决定 ;流速比大于 1 0后 ,属于冲击射流 ,环腔内对流换热主要决定于安注流速 ,此时局部对流换热能力随安注流速的增加而增加 相似文献