反应堆流体力学属于《中国图书分类法》中的五级类目,该分类相关的期刊文献有569篇,会议文献有135篇,学位文献有88篇等,反应堆流体力学的主要作者有阎昌琪、孙立成、苏光辉,反应堆流体力学的主要机构有哈尔滨工程大学、中国核动力研究设计院、清华大学等。
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: 某在役运行VVER核电厂高压安注系统(JND)在进行小流量再循环试验时发现再循环流量出现异常波动,导致试验不合格。经过分析认为再循环管线节流孔板发生空化是导致...
2.[期刊]
摘要: 核电厂设备冷却水系统作为一类双重冗余的系统,存在复杂的动态时序失效行为。传统故障树分析法缺乏对时间因素的描述,对设备冷却水系统中的动态时序问题分析假设过于保守...
3.[期刊]
摘要: 设备最大运行功率受临界热通量(CHF)限制,而流量振荡会导致沸腾危机早发,此时的临界热通量称为PM-CHF。为了研究流量振荡条件下窄矩形通道内的临界热通量,进...
4.[期刊]
摘要: 对于小型模块式反应堆,可采用安全壳抑压装置限制失水事故引起的安全壳快速升温升压。然而随着排放质量流率及水池水温的变化,水池中可能出现温度分层现象,进而降低传热...
5.[期刊]
摘要: 为建立低温供热堆热工水力系统的计算流体力学(CFD)仿真模型,针对供热堆堆芯燃料组件结构复杂的特点,采用多孔介质模型对堆芯环形燃料组件进行简化建模,多孔介质的...
6.[期刊]
摘要: 凝结水主调阀振荡是核电厂凝结水抽取系统的常见问题,对机组安全稳定运行产生严重不良影响。以凝结水主调阀系统工艺参数为研究对象,计算发现阀门在振荡区间的压差偏大,...
7.[期刊]
摘要: 严重事故现象非常复杂,对其进行的确定论分析中存在一定的不确定性。本研究基于严重事故系统性分析程序ASTEC,开展了严重事故产氢关键参数研究。首先基于ASTEC...
8.[期刊]
摘要: 为开展关于核热推进反应堆堆芯的稳态热工水力计算,基于现有针对压水堆的系统分析程序,添加了氢气的物性模型及流动换热和摩擦阻力关系式,并采用公开文献中的数据进行验...
9.[期刊]
摘要: 为了探讨安全壳系统对冷却水流量的分配效果,提升水流量的分配速度,对核电厂安全壳冷却系统冷却水流量分配试验进行研究。首先,利用额定分配法设定水流量的分配基准;其...
10.[期刊]
摘要: 高温钠热管是热管堆中进行非能动热量传输的核心部件。为深入理解热管内工质钠的蒸发机理及气液交界的传热传质特性,用分子动力学软件LAMMPS模拟了600 K下钠的...
11.[期刊]
摘要: 起伏振动下气液两相流摩擦压降的准确计算对海洋核动力的发展有重要意义。实验研究了不同振动和流动工况下30°倾斜上升管气液两相流摩擦压降的变化规律。结果表明,起伏...
12.[期刊]
数值反应堆堆芯通道级三维热工水力程序CorTAF开发及初步验证
摘要: 堆芯是核动力系统的核心部件,其完整性是反应堆安全运行的重要前提。传统核反应堆堆芯热工水力分析方法无法满足未来先进核动力系统的高精度模拟需求。本文依托开源CFD...
13.[期刊]
摘要: 以超临界二氧化碳简单回热型布雷顿循环为研究对象,以核电站为应用背景,详细论述了系统循环模型与关键器部件的效率模型建立方法,并利用该模型初步分析了各类工程因素对...
14.[期刊]
摘要: 铅铋反应堆广泛应用的需求要求研究人员在现有堆芯方案的基础上开展大量优化设计工作。针对铅铋反应堆多物理、多变量、多约束耦合影响的多维非线性约束优化设计问题,基于...
15.[期刊]
摘要: 控制棒水压驱动系统是清华大学为低温核供热堆NHR200发明的新型的内置式控制棒驱动技术,该驱动系统由水压驱动机构、组合阀、控制棒和缓冲器等组成。控制棒水压驱动...
16.[期刊]
摘要: 随着深空探测任务动力要求不断提高,空间大功率核电源系统势在必行。本文针对锂冷快堆结合斯特林循环的空间核动力系统,建立堆芯、斯特林发电机、辐射散热器、泵及相关管...
17.[期刊]
摘要: 利用商业计算流体力学程序STAR-CCM+,对中国示范快堆(CFR600)乏组件转换桶内的氩气空间及相关结构部件进行数值模拟计算,验证分析正常工况和事故工况下...
18.[期刊]
摘要: 为计算液态铅铋(LBE)在环管内不同加热环境下的湍流换热,基于开源计算流体力学程序OpenFOAM开发了四方程模型求解器4eqnFoam。将LBE在平板和圆管...
19.[期刊]
摘要: 浮动核电站的安注水箱等储液设备受运动条件影响会发生晃荡。晃荡将干扰液位信号等关键参数测量,且引入抨击载荷,不利于设备运行维护。本文依托六自由度平台开展运动实验...
20.[期刊]
摘要: 为探究堵流状态下的棒束子通道流场和流量分布特征,本文使用激光粒子测速(PIV)方法对5×5棒束子通道在堵流情况下的流场和子通道流量进行了实验测量,同时使用数值...
1.[会议]
摘要: 本文采用计算流体动力学(CFD)的方法对反应堆内的流场进行分析计算,并将计算结果与基于热工水力经典理论的THRIVE程序进行对比.通过对获得的结果进行对比分析...
2.[会议]
摘要: 在聚变堆超临界水冷固态增殖包层第一壁的运行工况下,采用数值方法对采用中国低活化马氏体钢(CLAM)作为结构材料的第一壁进行单向流固耦合分析,为超临界水冷实验包...
3.[会议]
摘要: 采用VOF方法及耦合表面张力模型的动量方程,结合UDF功能,模拟了竖直通道内静水中水平分布两气泡之间的相互作用以及摇摆对其运动特性的影响,详细分析了两气泡上升...
4.[会议]
摘要: 作为国家科技重大专项的高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)在山东荣成正式开工建设,为验证HTR-PM堆芯出口热气混合结构是否满足混合要求,利用建立的缩比模...
5.[会议]
摘要: 在熔融物与冷却剂相互作用(FCI)过程中,熔滴的水力学碎化对于后续是否产生蒸汽爆炸以及爆炸的强弱程度有着重要影响.传统的熔滴水力学碎化数值研究通常只考虑液液直...
6.[会议]
摘要: 在反应堆运行时,燃料棒受到高速流动的冷却剂冲刷与流致振动等,可能会发生倾斜;同时在反应堆运行过程中会产生许多不溶性腐蚀产物,这些腐蚀颗粒会在包壳表面沉积,导致...
7.[会议]
摘要: 核电厂压力容器、蒸汽发生器及非能动余排换热器等设备结构十分复杂,如采用常规的实体建模和网格划分方法进行模拟,网格数量难以接受.采用多孔介质理论可对复杂结构进行...
8.[会议]
摘要: 发生失水事故后的压水堆内会发生池式夹带现象,这一现象将造成反应堆进一步的失水,进而发生堆芯裸露或堆芯熔化等严重事故.Kataoka和Ishii于1983年开发...
9.[会议]
摘要: 利用计算流体力学(CFD)方法,对竖直流道内气液两相弹状流的管束绕流过程进行了数值模拟研究,分析了纵向节距比对绕流流型、空泡份额分布曲线、含气率及绕流圆柱表面...
10.[会议]
摘要: 低压条件下的过冷沸腾流动在反应堆中非常重要.很多学者针对低压下安全系统进行了非常多的研究工作,例如已经广泛应用于严重事故缓解措施的熔融物堆内滞留技术,它所采用...
11.[会议]
摘要: 剧烈波动的两相混合液位是核电厂、化工系统和两相流相关试验中测量的重点和难点.本文采用导波雷达液位计(Guided Wave Radar,GWR)在研究池式夹带...
12.[会议]
摘要: 子通道程序广泛应用于反应堆的安全分析和CHF关系式的开发以及CHF大小和位置的预测.CHF的准确预测要求能够获得更准确的局部参数,而子通道程序采用集中参数法,...
13.[会议]
摘要: 采用CATHARE对两相自然循环系统的压降震荡性流动不稳定进行了数值模拟.计算结果表明,两相自然循环系统中,自然循环回路与稳压器之间的压降震荡是导致流动不稳定...
14.[会议]
摘要: 选择合适的模型对自由表面漩涡问题进行计算模拟研究,本文基于FLUENT计算软件,结合VOF(Volume of Fluid)模型,分别用层流模拟(LAM),基...
15.[会议]
摘要: 考虑热边界层内的温度梯度对表面张力的影响,建立了气泡几何模型,并对核化过程自由能进行了计算.比较了恒定表面张力和变表面张力情况下,气泡的几何尺寸和自由能变化....
16.[会议]
摘要: 本文对CFD方法在反应堆下腔室流量分配中的应用研究进行了介绍,分别探讨了自然循环反应堆、三环路电站反应堆和四环路电站反应堆下腔室的流量分配特性,并对部分下腔室...
17.[会议]
摘要: 本文对三维计算流体动力学软件ATHOS进行了介绍,包括前处理,求解器多孔介质模型以及后处理模块。通过对蒸汽发生器的模拟分析,详细演示了该软件在蒸汽发生器设计上...
18.[会议]
摘要: AP1000反应堆冷却剂系统的设计中,反应堆冷却剂泵(RCP)直接焊接在蒸汽发生器(SG)腔室封头上。这样的设计使得蒸汽发生器下腔室和主泵入口段的流场复杂化,...
19.[会议]
摘要: 本计算的目的是为了获得反应堆压力容器入口至堆芯段流道的流动特性。计算使用计算流体动力学(CFD)方法,建立了从反应堆压力容器入口管嘴、下降环腔、反应堆下腔室到...
20.[会议]
摘要: 采用VOF模型对0.10MPa、5.07MPa、10.13MPa和17.22MPa压力环境下垂直管内水蒸汽-水搅混流进行数值模拟,研究压力环境和汽、液速度对汽...
1.[学位]
摘要: 空泡份额在两相流体积计算中是一个重要的过程变量。读数不准确,可能会导致数据和安全性的潜在损失。由于核工业上高安全标准,空泡份额是十分重要的。在内径为40mm的...
2.[学位]
摘要: 核电作为高效、清洁的能源,在维持能源稳定供应、保障社会的稳定发展中发挥着重要的作用。目前我国核电站主要沿海建设,数值模拟核电站液态排出物对海域的影响是评估核电...
3.[学位]
摘要: 铅基合金具有良好的热工水力学和中子学性能,被用作第四代反应堆等先进核能系统的冷却剂。铅基合金流场是先进反应堆热工水力学与关键部件设计、材料腐蚀等问题研究的重要...
4.[学位]
摘要: 由于具有可提高燃料转换比等优点,紧密栅结构的燃料元件被广泛应用于一些现有及概念设计堆型中。与栅径比较大的棒束结构相比,紧密栅棒束内存在明显的温度分布沿周向不均...
5.[学位]
摘要: 福岛事故后,考虑自然循环冷却方式的非能动安全技术日益得到重视和发展。在依靠自然循环为驱动力的非能动安全系统中,当堆芯丧失强迫循环或自然循环驱动力比较弱而出现流...
6.[学位]
摘要: 反应堆冷却剂主循环泵(即“核主泵”),是核电站一回路系统中唯一旋转设备,也是核电最关键的核动力设备之一。在失水事故工况下,由于压力的降低导致核主泵叶轮内部出现...
7.[学位]
摘要: 随着化石燃料的逐渐减少和油价的逐年上升,越来越多的人开始关注新能源,核能作为一种产值高的新能源当然也不例外。但是,核能利用过程中的安全问题却不容忽视,切尔诺贝...
8.[学位]
摘要: 核反应堆中燃料棒的轴向流致振动问题在核安全领域得到了广泛的关注。燃料棒的轴向流致振动会造成核燃料保护层破损,从而导致核燃料泄漏事故的发生。本课题采用柔性柱体模...
9.[学位]
摘要: 棒束型通道结构广泛应用于热能工程、化学工程及核能工程等领域。受结构参数的影响,棒束通道内的流动阻力特性与常规通道存在较大差异。海洋条件下,受附加外力场的影响,...
10.[学位]
摘要: 自然循环系统具有结构简单、固有安全性较好、噪声水平较低等优点而受到广泛关注。同时,反应性反馈会对功率产生影响,并导致热工水力参数的改变。因此,针对自然循环条件...
11.[学位]
摘要: 随着我国核电事业的发展,内陆核电厂未来必将成为一个重要的发展方向。对于百万千万级的内陆核电厂来说,将很有可能采用超大型冷却塔。冷却塔配水的均匀性对冷却塔的冷却...
12.[学位]
摘要: 棒束型通道是核反应堆中一种典型的通道结构。在严重事故条件下,反应堆堆芯可能产生两相流动,随着气液流量的变化,通道内将出现具有不同热工水力特性的两相流流型,直接...
13.[学位]
摘要: 棒状燃料元件广泛存在于压水堆、沸水堆和超临界水冷堆。不同于陆基核反应堆,采用核动力推进的船舶在海浪和海流的作用下如果产生摇摆,会对流体的特性产生显著影响,从而...
14.[学位]
摘要: 气液两相弹状流具有间歇性和不稳定性,是气液两相流动中最复杂的流型之一,其广泛存在于动力工程、石油化工和核工程等领域。矩形通道因其传热性能良好、相应设备结构紧凑...
15.[学位]
摘要: 矩形通道因其具有比表面积大、传热效率高的特点,广泛应用于船舶核动力装置领域。相较于陆基核反应堆,船舶核反应堆始终受到起伏、倾斜、摇摆等海洋条件的影响,此外,为...
16.[学位]
摘要: 在压水堆(PWR)中,燃料组件中所安装的定位格架对燃料组件起固定与支撑重要作用,同时对燃料组件的热工水力学性能具有重要影响。特别是带搅混翼片的定位格架,对冷却...
17.[学位]
摇摆条件下窄矩形通道内过冷沸腾自然循环特性与汽泡特性数值模拟
摘要: 摇摆力场作用下的流动沸腾与静止条件下的情况有着不同现象,为了深入了解摇摆运动对整个系统的自然循环特性的影响,本文对以水为工质,采用结构化六面体网格,以Mixt...
18.[学位]
摘要: 海洋核动力平台是目前解决海上能源供给的有效途径,但海洋环境对反应堆的影响对其设计与安全运行提出了更高的要求。本文以海洋环境下典型棒束通道为对象,通过数值模拟对...