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10MW高温气冷堆(HTR-10)的蒸汽发生器(SG)是立式、直流、螺旋管状蒸汽发生器。其工作在中压参数下,必须考虑两相流不稳定性。采用了Zuber-Findlay漂移流模型,借助于多变量频域法分析两相流密度波不稳定性。分析了一、二回路之间的反馈耦合作用,提出了多输入、输出传递矩阵的数学表达式,推导了多通道反馈系统模型。编制了程序 相似文献
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介绍在自然对流中由强迫喷射所造成的传热增长。实验研究了在具有垂直冷却面的大型矩形腔体中因强迫射流造成的混合对流传热。在模拟实际非能动安全壳冷却系统及接近实际安全壳分隔区域尺寸的条件下,测量了控制强迫射流传热的关键参数,研究了包括喷射直径、喷射方向、内部构件和腔体比例在内的几何因子的影响。本实验包括了多种射流模式,有助于揭示新一代固有安全型反应堆在事故条件下内部的混合与分层现象。通过控制方程的相似律分析,可预言混合对流传热由阿基米德数和几何因子控制。利用混合对流传热的组合律及飘浮型和碰撞型射流的数学模型,推导出了传热增长关系式,并经过了实验数据测试。通过对实验结果的分析阐明了喷射直径、喷射方向、内部构件和腔体比例对传热增长的影响。 相似文献
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超临界二氧化碳(S-CO2)布雷顿循环系统是第4代反应堆采用的新型高效热能转化系统,系统采用微通道高效紧凑换热器作为高低温回热器,其流动换热特性对整体系统热能转化效率有着显著影响。本文采用数值模拟方法,以S-CO2为流动工质,建立机翼型翼片结构的换热器模型,研究翼片的不同间距对流动换热性能的影响。研究结果表明,交错排列翼片的综合流动换热性能优于翼片并排布置,翼片交错间距为左右间距一半时,增加左右间距,换热器流动换热性能更好。将机翼型微通道换热器与折线型微通道换热器模拟结果进行对比分析表明,机翼型微通道换热器在压降仅为折线型微通道换热器54.174%的情况下,换热性能提升了25.67%。 相似文献
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压水堆核电站发生破口失水事故时由于水蒸气喷射作用会产生碎片,在长期堆芯冷却再循环阶段,碎片会随着冷却剂传送到安全壳地坑,部分碎片会穿过地坑滤网进入堆芯,堆积堵塞在燃料组件内,造成流动阻力。本试验搭建了相应的试验回路,包括一个全尺寸的组件,分析碎片在组件中的分布和堵塞情况,以及不同流量和碎片类型碎片量对组件流动阻力影响,定量化评估LOCA事故后安全壳内碎片对燃料组件流阻的影响。试验结果表明碎片几乎都堆积在下半组件;冷段破口工况下碎片床造成的阻力系数远大于热段破口工况;对比玻璃纤维,玻璃棉可以造成更大的流动阻力;微小颗粒包括碳化硅和化学沉淀物对碎片床有"压实效应",对燃料组件流阻有显著的影响。 相似文献
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重要厂用水系统是核电厂重要的安全系统之一,其失效概率通常由系统可靠性分析获得。而地震情况下设备的失效概率是地震动峰值加速度的函数,且地震的发生又具有随机性,目前概率安全评价中传统的故障树分析方法对此种情况缺乏足够的处理能力。本文采用蒙特卡罗模拟方法解决条件概率的问题,针对地震情况系统可靠性分析,提出了评价模型,并对核电厂重要厂用水系统进行了分析计算,得到地震情况下重要厂用水系统的年失效概率为1.46×10-4。计算结果与设备抗震性能数据符合,验证了分析模型的合理性。 相似文献
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非能动安全壳冷却系统是先进大型压水堆AP1000核电厂的重要安全系统之一,该系统利用安全壳内及安全壳外空气流道中的自然循环过程将安全壳内的热量带至环境中,大空间内的循环与热分层现象对安全壳内的传热及流动特性具有重要影响。本文基于热分层理论,针对钢制安全壳内、外的自然循环过程,建立一维计算模型,在提高计算效率的基础上,得到安全壳内的温度分布,并与三维模型的计算结果进行了对比,验证了模型的合理性;同时得到了安全壳内压力及组分的分布。 相似文献
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直接接触冷凝直接影响核反应堆安全壳抑压系统的性能。本文针对竖直向下浸没式直接接触冷凝流型开展实验研究,采用高速摄影仪记录不同湿阱过冷度条件下的蒸汽冷凝过程,依据流型特征划分了喘振、管外颈缩、向上球型脱落、向上T型脱落4种冷凝流型。研究了各流型对湿阱热分层的影响。实验结果表明,喘振流型和管外颈缩流型会增强湿阱内流体搅混,不易发生热分层,而向上球型脱落流型和向上T型脱落流型易引起热分层。理查森数(Ri)可作为流型转变的无量纲数,Ri<1时为管外颈缩流型,Ri>1时为向上脱落流型。 相似文献