发表服务
带反射层矩形反应堆的数值传热计算刘会娟，张敏，张钧波，彭文杰南京理工大学动力工程学院，南京(210094)要：在非结构化网格中，采用有限容积方法，数值计算两种不同形状的带有反射层反应堆…
高温气冷堆反应堆舱室中传热过程研究.赵行斌马涛陈晓明.【摘要】：通过ANSYSFLUENT对HTR-10反应堆舱室中的传热过程进行了数值模拟研究,建立了反应堆舱室的三维数值计算模型,对五种实验工况下反应堆舱室中的传热过程进行了计算,并将计算结果与实验结果...
堆芯棒传热特性的数值分析.李媛媛.【摘要】：日本福岛核电站事故再次证明核电的发展必须把安全放在首位,尤其是核反应堆堆芯的固有安全性,它是从根本上杜绝重大事故发生的最有效方法。.反应堆的设计中,必须考虑到正常工况和各种基准事故下的运行...
建立的三维瞬态数值模拟方法可精细化研究和分析堆芯传热、温度场分布及严重事故下堆芯及结构物熔融过程，已发表系列论文6篇，对核反应堆严重事故分析及核电安全具有重要意义。图1.核反应堆堆芯及结构物熔融过程三维瞬态数值模拟模型及结果举例
【摘要】：核反应堆堆芯是核电站的核心和要害部位,在任何情况下保证堆芯产生的热量及时有效输出,是核电站安全需要解决的重要问题。本文采用非结构化网格,通过可视化Fortran语言程序的编写,对反应堆运行过程中不同阶段的源项变化以及其导致的温度场变化进行了数值研究。
TOPAZⅡ是用于为空间探索提供动力的一种反应堆,TOPAZⅡ堆本体内涉及液态钠钾合金流动,流体和冷却剂套管之间的换热、堆本体零部件的固体导热,反射层外壁面与外界的辐射换热等问题,本文利用计算流体力学程序CFX对TOPAZⅡ反应堆堆本体流固共轭...
【摘要】：堆芯再淹没是轻水反应堆破口事故进程中的最重要的物理现象之一,堆芯再淹没过程中应急冷却水使得原本露的包壳表面重新被湿润,且由于水的相变传热效率很高,包壳表面温度急剧下降,即包壳表面出现骤冷现象。因此,准确模拟再淹没传热这一物理过程是评估反应堆在破口事故工况下的...
CRUD是反应堆运行过程所产生的一种常见沉积物，它会随着反应堆金属元件的腐蚀而积累在亲水材料表面，这会影响棒的沸腾传热性能。但CRUD一直是核能研究的空白领域，因为CRUD覆盖在棒表面，棒又具有极强的放射性，很难对其进行直接研究。
针对反应堆热工水力理论和实验研究中涉及到的计算方法、测试技术、实验技术、数据库、CFD复杂问题处理等相关的最佳导则、规范和标准等研究。8.反应堆非能动安全技术与革新性流动传热技术针对先进反应堆安全技术及其应用研究，包括自然循环与非能动
论文主要工作和创新点如下：1）设计搭建了“华龙一号”反应堆下封头的二维1:1比例的高瑞利数熔融池自然对流传热特性实验台架COPRA，实验研究了熔融池的传热特性及不同事故因素的影响，获得了反应堆工程量级下的熔融池传热关系式，丰富了国际上高瑞利数
带反射层矩形反应堆的数值传热计算刘会娟，张敏，张钧波，彭文杰南京理工大学动力工程学院，南京(210094)要：在非结构化网格中，采用有限容积方法，数值计算两种不同形状的带有反射层反应堆…
高温气冷堆反应堆舱室中传热过程研究.赵行斌马涛陈晓明.【摘要】：通过ANSYSFLUENT对HTR-10反应堆舱室中的传热过程进行了数值模拟研究,建立了反应堆舱室的三维数值计算模型,对五种实验工况下反应堆舱室中的传热过程进行了计算,并将计算结果与实验结果...
堆芯棒传热特性的数值分析.李媛媛.【摘要】：日本福岛核电站事故再次证明核电的发展必须把安全放在首位,尤其是核反应堆堆芯的固有安全性,它是从根本上杜绝重大事故发生的最有效方法。.反应堆的设计中,必须考虑到正常工况和各种基准事故下的运行...
建立的三维瞬态数值模拟方法可精细化研究和分析堆芯传热、温度场分布及严重事故下堆芯及结构物熔融过程，已发表系列论文6篇，对核反应堆严重事故分析及核电安全具有重要意义。图1.核反应堆堆芯及结构物熔融过程三维瞬态数值模拟模型及结果举例
【摘要】：核反应堆堆芯是核电站的核心和要害部位,在任何情况下保证堆芯产生的热量及时有效输出,是核电站安全需要解决的重要问题。本文采用非结构化网格,通过可视化Fortran语言程序的编写,对反应堆运行过程中不同阶段的源项变化以及其导致的温度场变化进行了数值研究。
TOPAZⅡ是用于为空间探索提供动力的一种反应堆,TOPAZⅡ堆本体内涉及液态钠钾合金流动,流体和冷却剂套管之间的换热、堆本体零部件的固体导热,反射层外壁面与外界的辐射换热等问题,本文利用计算流体力学程序CFX对TOPAZⅡ反应堆堆本体流固共轭...
【摘要】：堆芯再淹没是轻水反应堆破口事故进程中的最重要的物理现象之一,堆芯再淹没过程中应急冷却水使得原本露的包壳表面重新被湿润,且由于水的相变传热效率很高,包壳表面温度急剧下降,即包壳表面出现骤冷现象。因此,准确模拟再淹没传热这一物理过程是评估反应堆在破口事故工况下的...
CRUD是反应堆运行过程所产生的一种常见沉积物，它会随着反应堆金属元件的腐蚀而积累在亲水材料表面，这会影响棒的沸腾传热性能。但CRUD一直是核能研究的空白领域，因为CRUD覆盖在棒表面，棒又具有极强的放射性，很难对其进行直接研究。
针对反应堆热工水力理论和实验研究中涉及到的计算方法、测试技术、实验技术、数据库、CFD复杂问题处理等相关的最佳导则、规范和标准等研究。8.反应堆非能动安全技术与革新性流动传热技术针对先进反应堆安全技术及其应用研究，包括自然循环与非能动
论文主要工作和创新点如下：1）设计搭建了“华龙一号”反应堆下封头的二维1:1比例的高瑞利数熔融池自然对流传热特性实验台架COPRA，实验研究了熔融池的传热特性及不同事故因素的影响，获得了反应堆工程量级下的熔融池传热关系式，丰富了国际上高瑞利数
发表服务