首页> 中文期刊> 《核动力工程》 >超临界水冷堆压力容器出口接管和蒸汽腔室热流性能数值分析

超临界水冷堆压力容器出口接管和蒸汽腔室热流性能数值分析

             

摘要

基于超临界水冷堆(SCWR)概念结构设计(筒体材料为508-III钢、出口接管和蒸汽腔室材料为Inconel 690),使用计算流体力学(CFD)方法对SCWR出口接管和蒸汽腔室结构设计进行数值分析,得到超临界工况下的压力容器出口接管和蒸汽腔室的稳态温度分布。结果表明:508-III筒体和Inconel 690出口接管焊缝处的最高温度为547 K,现有的SCWR出口接管和蒸汽腔室概念结构设计和材料具备可行性。

著录项

相似文献

  • 中文文献
  • 外文文献
  • 专利
获取原文

客服邮箱:kefu@zhangqiaokeyan.com

京公网安备:11010802029741号 ICP备案号:京ICP备15016152号-6 六维联合信息科技 (北京) 有限公司©版权所有
  • 客服微信

  • 服务号