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适用于两流体系统分析程序的相间换热模块研制
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作者 杨博文 刘明旭 +1 位作者 葛莉 单建强 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第10期2289-2302,共14页
在核反应堆安全分析中,气液相间的质量和热量传递是决定程序计算两相准确性的关键因素,开发针对两流体系统程序的相间换热包具有广泛的工程应用和研究价值。通过深入分析目前国际上常用的反应堆系统分析程序和公开文献中的相间换热模型... 在核反应堆安全分析中,气液相间的质量和热量传递是决定程序计算两相准确性的关键因素,开发针对两流体系统程序的相间换热包具有广泛的工程应用和研究价值。通过深入分析目前国际上常用的反应堆系统分析程序和公开文献中的相间换热模型,在广泛调研和评估结果的基础上提出了一套新的相间换热包。相间换热包涵盖了流型图、界面浓度和相间换热关系式3个关键要素,流型图覆盖了包括泡状流、弹状流、环雾流、反弹状流、反环状流等流型。在界面浓度的确定上,根据流型的特点采取了不同的计算方法,并筛选出了合适的换热关系式用以计算换热系数。为了验证该换热包的准确性,将相间换热包与RELAP程序耦合,并通过大量稳态和瞬态实验进行对比验证。结果表明新开发的相间换热包能准确模拟相间换热过程,对FLECHTSEASET的蒸汽冷却子实验和气化子实验以及Bennett实验的预测优于RE-LAP的结果。本文结果可为具有自主知识产权的系统分析程序开发和优化提供一定的参考。 展开更多
关键词 相间换 系统分析程序 反应堆热工水力分析 通用程序包
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基于浸没边界法的流固耦合模拟分析 被引量:3
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作者 秦如冰 柴翔 程旭 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第5期763-770,共8页
钠冷快堆(Sodium-cooled Fast Reactor,SFR)作为第四代反应堆系统的重要堆型之一,采用非能动停堆组件保证安全性已成为国内外研究共识。然而,在对非能动停堆组件落棒停堆过程进行模拟时,由于复杂几何、存在孔隙结构以及运动边界等问题... 钠冷快堆(Sodium-cooled Fast Reactor,SFR)作为第四代反应堆系统的重要堆型之一,采用非能动停堆组件保证安全性已成为国内外研究共识。然而,在对非能动停堆组件落棒停堆过程进行模拟时,由于复杂几何、存在孔隙结构以及运动边界等问题的存在,传统计算流体力学(Computational fluid dynamics,CFD)程序所使用的结构化网格或非结构化网格生成方法在解决该类问题时存在较大的局限性。本文基于浸没边界法开发了相应的求解程序,该法无需构建复杂的贴体网格,而是采用简单的笛卡尔网格,通过将体积力添加到控制方程中的方式纳入边界条件,适合上述工况的模拟过程。并对程序的准确性进行验证分析,分别模拟了在二维固定圆柱绕流下的稳态流动、不稳定流动,以及二维振荡圆柱不稳定流动,得到涡旋特征参数、阻力系数、升力系数、斯特劳哈尔数,以及涡脱落情况等数值模拟结果,并将其与已有文献数据进行对比,结果显示本求解器具有良好的效率和准确性。 展开更多
关键词 反应堆热工水力分析 CFD程序开发 流固耦合 浸没边界法
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