反应堆热工动态和计算属于《中国图书分类法》中的五级类目,该分类相关的期刊文献有484篇,会议文献有91篇,学位文献有77篇等,反应堆热工动态和计算的主要作者有秋穗正、苏光辉、田文喜,反应堆热工动态和计算的主要机构有中国核动力研究设计院、中国原子能科学研究院、西安交通大学等。
统计的文献类型来源于 期刊论文、 学位论文、 会议论文
1.[期刊]
摘要: 为避免在极端事故工况下,乏燃料水池会长期失去补水和冷却,第3代核电站如AP1000和CAP1400,引入了喷淋冷却系统。在喷淋条件下,乏燃料棒上液膜流动特性是...
2.[期刊]
摘要: 临界热流密度(CHF)是反应堆重要的限制性热工水力参数之一,它的大小直接影响了反应堆的安全性和经济性。由于CHF涉及沸腾、两相流等复杂的物理现象,因此通常采用...
3.[期刊]
摘要: 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...
4.[期刊]
摘要: 铅铋堆内冷却剂的自然循环对于反应堆的正常运行以及事故工况下的堆芯热量导出均至关重要,相关热工水力分析工作对于支持设计及安审均有重要意义。通过对铅铋堆内一回路系...
5.[期刊]
摘要: 棒束燃料元件子通道间流体存在搅混与横向二次流,流动及阻力特性相较矩形通道、圆管等简单通道更为复杂。核动力舰船、船舶、小型浮动核电站等会受到海浪影响,经常处于倾...
6.[期刊]
摘要: 本文针对AP1000内置换料水箱(IRWST)热工水力特性缩比实验4种典型的沸腾工况,应用两种不同的系统分析软件(RELAP5/SCDAPSIM mod3.4...
7.[期刊]
摘要: 本文分别从两种不同类型的临界热流密度(CHF)的触发机理出发,分析了内棒偏心和弯曲对CHF的影响。以氟利昂(R-134a)作为流动工质,在竖直向上流动的环形通...
8.[期刊]
摘要: 为探究堆芯衰变热条件对反应堆承压热冲击(PTS)安全分析的影响,基于带堆芯的ACP1000反应堆压力容器(RPV)模型,通过三维流固耦合传热方法,对小破口冷却...
9.[期刊]
摘要: 本文针对兆瓦级高温气冷堆布雷顿循环系统,采用Fortran语言开发系统分析程序TASS,包括堆芯、透平-发电机-压气机、回热器、冷却器和热管式辐射散热器等模型...
10.[期刊]
摘要: 热管作为一种具有高热导率的传热装置,工作核心在于其内部工作流体的蒸发和冷凝。若热管工作过程中气腔内存在不凝性气体,主流区中蒸气和不凝性气体在对流运动的作用下将...
11.[期刊]
摘要: 子通道分析程序是钠冷快堆堆芯热工水力设计和安全分析的重要工具。本文为计算和分析钠冷快堆组件在径向均匀与倾斜功率分布工况下的热工水力特性,利用双区域绕丝交混模型...
12.[期刊]
摘要: 海洋的开发,对核能有很大的需求空间。相较于陆基堆,海洋小堆在堆形的结构设计、设备及系统布置等,有着不同的特征。为适应船舶舱室与海洋环境,本文参照某型模块化小堆...
13.[期刊]
基于变管径模型的高温气冷堆螺旋管式直流蒸发器两相流稳定性影响参数分析
摘要: 两相流稳定性是直流蒸发器重点关注的热工水力学问题。本文在已有频域理论模型的基础上,考虑到单相段和两相段管径的不同,建立了含流通面积改变的两相流稳定性频域理论模...
14.[期刊]
摘要: 在压水堆中,一回路腐蚀产物会在燃料表面沉积产生污垢造成的局部位置冷却剂流通面积减小,在一定情况下可能会对偏离泡核沸腾比(DNBR)产生影响。本研究采用子通道程...
15.[期刊]
摘要: 高温气冷堆螺旋管蒸汽发生器结构复杂,运行工况严苛,为实现对高温气冷堆蒸汽发生器运行特性的快速预测,获得其正常运行及典型瞬态工况下的热工水力特性,本文建立了一套...
16.[期刊]
摘要: 针对核动力系统螺旋管蒸汽发生器,本文采用多孔介质方法对具有复杂换热组件区域多层螺旋套管结构进行简化,构建了壳侧工质流动换热特性数学物理模型,并基于均相流假设建...
17.[期刊]
摘要: 汽水分离装置是核动力系统蒸汽发生器(SG)重要组成部分。目前针对汽水分离装置的研究包含试验与模拟两种方法,受限于成本和计算资源,现有研究主要是对汽水分离装置中...
18.[期刊]
摘要: 蒸汽发生器(SG)作为核动力系统一、二次侧能量转换枢纽,保证其安全运行至关重要。为对标国外先进SG三维热工水力分析程序,西安交通大学核反应堆热工水力团队(Nu...
19.[期刊]
摘要: 基于运行空间、安全性等因素考虑,海洋核动力系统多采用一体化小型反应堆设计,螺旋缠绕管式蒸汽发生器由于结构紧凑、热效率高等优点而广泛应用于海上反应堆系统。在海洋...
20.[期刊]
摘要: 直流蒸汽发生器(OTSG)中存在全流型沸腾换热、两侧耦合换热及结构复杂且尺寸跨度大等特征,使得采用计算流体力学(CFD)与三维精细化建模方法分析包含大规模换热...
1.[会议]
摘要: 本文通过采用CFD数值计算方法计算五组节径比分别为1.25、1.3、1.326、1.38、1.44的燃料组件,每组子通道计算模型对应雷诺数范围为2.08×10...
2.[会议]
摘要: 以轻水反应堆瞬态安全分析程序RELAP5为基础,采用统一的建模语言设计开发了可视化、组态化、模块化建模软件RVMS.该软件具有友好的人机交互界面,能够实现"控...
3.[会议]
摘要: 反应堆主回路冷却剂流量由驱动力决定.对于由冷却剂密度差提供驱动力的自然循环反应堆来说,自然循环驱动力所能提供的回路循环总流量有限,因此堆芯内的流量分布对反应堆...
4.[会议]
摘要: 在直径为8.2mm的均匀加热圆管上对强迫流动沸腾工况下的临界热流密度进行了试验,共获得101个数据,覆盖的参数范围为:压力3~21MPa,质量流率963~37...
5.[会议]
摘要: 福清核电厂LOCA监测系统(LSS)计算的反应堆热功率作为反应堆运行状态的重要监督数据,在监测反应堆运行状态、物理试验等方面有着重要的应用.但是,目前LOCA...
6.[会议]
摘要: 实验采用双探头光学探针对倾斜条件下圆管内过冷沸腾局部空泡分布进行测量,获得了倾斜圆管流道截面不同方向弦长上局部空泡份额,实验结果表明:在倾斜条件下,流道横截面...
7.[会议]
摘要: 定位格架是支撑燃料元件棒,确保燃料元件径向定位,增加元件棒刚性的弹性构件.除此之外,还能够加强搅混而增强传热,改善堆芯燃料组件的热工水力性能.本文利用CFX软...
8.[会议]
摘要: 热能区入射中子能量变化范围是1E-5eV到5eV,在这一范围内的中子能量与反应堆内材料靶核热运动的能量相当,中子与靶核的反应过程与其他能区截然不同.在该能区,...
9.[会议]
摘要: 随着计算机技术的发展以及对三维复杂堆芯系统精准模拟的需求,蒙特卡罗方法成为堆芯物理分析的一个强有力方法.在实现蒙特卡罗方法和热工程序的耦合时,高效得到对应于不...
10.[会议]
摘要: 反应堆设计研究中,基于数学模型的热工水力现象通常表达为数值表示的各关键部件或者位置的热工水力流场,设计分析人员需要通过大量的人工处理,才能对反应堆设计中的关键...
11.[会议]
摘要: RMC是清华大学反应堆工程计算分析实验室(REAL)开发的具有自主知识产权的堆用蒙卡分析软件,本文在RMC内部开发的热工水力子通道功能模块RMC-TH以及蒙卡...
12.[会议]
摘要: 蒙特卡罗方法由于其灵活的几何建模功能和应用了连续能量点截面,可以为不同类型的核反应堆提供精准的中子学分析.同时核反应堆是一个多种物理现象相互影响和耦合的系统,...
13.[会议]
摘要: CTF(Coolant Boiling in Rod Arrays-Two Fluid)是由CASL(The Consortium for Advanced ...
14.[会议]
摘要: 研究了简单自然循环回路加热段内超临界二氧化碳基本传热特性,基于实验结果建立一个传热关系式,并采用公开文献中的超临界流体传热实验数据对新关系式和经典的超临界传热...
15.[会议]
摘要: 本文利用Fluent平台,通过用户自定义函数(UDF)接口添加摇摆和核反馈等模块程序,使之能对摇摆条件下单相核热耦合进行模拟.采用实验与理论相结合的方法对摇摆...
16.[会议]
摘要: 系统压力对超临界二氧化碳布雷顿循环的热效率会产生很大的影响.基于热力学基本原理,使用Python2.7作为工具,建立超临界二氧化碳再压缩闭式布雷顿循环的各个部...
17.[会议]
摘要: 将不确定性分析方法引入到确定性程序中,可得到更为全面、丰富、可靠的信息,对于程序的验证具有重大的意义.本文在考虑了输入参数的不确定性的基础上,利用中广核集团自...
18.[会议]
摘要: 超临界二氧化碳(S-CO2)布雷顿循环是四代堆的备选热力循环系统之一.该循环的工作温度、压力以及换热器的换热能力对系统的热效率有很大的影响.通过计算机数值模拟...
19.[会议]
摘要: 本文基于微液层蒸干的临界触发机理,构建了非均匀加热下的DNB型临界预测模型.模型通过对临界触发点上游的非均匀热流分布进行沿程积分来确定临界位置附近的局部热工水...
20.[会议]
摘要: 当蒸汽射入过冷水中时,会在汽液交界面上发生直接接触冷凝,是强烈的传热传质过程,且伴随着压力的波动.该过程是核反应堆热工水力学研究中的重要问题,对核电厂的运行具...
1.[学位]
摘要: 求解中子输运问题的方法主要有确定论方法和蒙特卡罗(Monte Carlo)方法。蒙特卡罗方法具有较真实模拟粒子历史和模拟复杂几何形状等优点。过去,蒙卡方法受制...
2.[学位]
摘要: 压水堆核电厂中,波动管内的流体在反应堆启停和正常运行的工况下会出现热分层和温度震荡的现象。该现象会引起管道壁面温度高频震荡,可能导致管道老化,从而威胁核电厂的...
3.[学位]
摘要: CSR1000是中国目前正在研究的超临界水冷堆。在超临界水冷堆(SCWR)中其温度变化大会导致SCWR堆芯中冷却剂水密度的急剧降低,而这种巨大的密度变化会导致...
4.[学位]
摘要: 三代先进压水堆AP1000引入了非能动余热排出系统(PRHRs),内置换料水箱(IRWST)是非能动余热排出系统的关键设备之一,非能动余热排出热交换器(PRH...
5.[学位]
摘要: 自然循环是指流体能够通过由热量变化形成的流体密度差来驱动流体进行流动的过程。以自然循环为关键要素的非能动安全系统对于保证三代反应堆的安全具有重要意义。限于台架...
6.[学位]
摘要: 自然循环铅合金冷却反应堆具有良好的中子、热工水力性能和固有安全特性,已成为第四代核能系统发展与研究的方向。主换热器是铅合金冷却反应堆中关键的热传输设备,同时也...
7.[学位]
摘要: 对液态金属低普朗特数的流体,使用RANS湍流模型很难精确模拟湍流热扩散项。在本文研究中,使用先进的大涡模拟方法(LES),精细的网格,周期性的边界条件,数值模...
8.[学位]
摘要: 经过多年的探索与发展,磁约束核聚变研究已开始进入实验堆建造与实验阶段。其中,聚变堆第一壁作为直接面向等离子体的关键部件,其抗热冲击性能及疲劳寿命一直倍受关注。...
9.[学位]
摘要: 目前,国外已经有了很多功能完善,开发成熟的核电厂热工安全分析程序,比如美国的RELAP、TRACE,法国的CATHARE和德国的ATHLET等,但是由于我国在...
10.[学位]
摘要: 控制棒驱动机构(CRDM)是反应堆中调节反应堆功率和紧急停堆的核心设备,对反应堆的运行和安全有重要影响。为保证控制棒驱动机构的正常运行,磁轭线圈温度必须低于设...
11.[学位]
摘要: AP1000采用了双层安全壳的设计,内层为圆柱形的钢制容器,外层为混凝土屏蔽构筑物。依靠安全壳顶部水箱水自重下落及外侧空气自然循环对流换热,实现内侧安全壳的降...
12.[学位]
摘要: 提高核动力装置热效率是核工程领域一直追求的目标。如能在提高热效率的同时,达到减小核动力装置尺寸和重量,则不仅可以提高经济性,而且可以降低大型设备的制造、运输和...
13.[学位]
摘要: 安全壳是核电站保障环境安全的最后一道屏障,在具有三代特征的压水堆核电站设计中安全壳需在严重事故后仍能保证其完整性,具备阻止核裂变产物向环境释放的能力。国内外研...
14.[学位]
摘要: 处于海洋条件下的核动力系统,其内部的沸腾换热设备将处于海洋条件所致的变化的加速度场的影响下,本研究的目的在于探索和解释海洋条件对于过冷流动沸腾汽泡行为和换热特...
15.[学位]
摘要: 由于液态钠具有良好的热工性质因而作为钠冷快堆的冷却剂,但是由于其性质活泼易形成钠火,成为了核电厂风险事件的主要组成部分,而钠滴氧化燃烧作为各种形式钠火燃烧的基...
16.[学位]
摘要: 反应堆燃料组件表面的临界热流密度现象关系到堆芯运行过程中安全性与经济性。目前,常利用系统程序对反应堆一回路和二回路进行总体的热工水力分析,一般用于安全分析下的...
17.[学位]
摘要: 矩形窄流道具有结构紧凑、换热效率高的优势,作为一种强化传热元件,在采用板元件的先进反应堆堆芯设计中得到广泛的研究和应用。在较高的壁面加热功率下,并联矩形窄流道...