高氚增殖比包层的设计及热工水力分析 被引量：2

1

作者 王少华 郭海兵 +4 位作者 马纪敏 刘志勇 曾和荣 丁文杰 黄洪文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第12期2125-2131,共7页

本文设计了一种高氚增殖比包层(HBRB),该包层采用多孔U-10Zr合金作为中子倍增剂,Li4SiO4球床作为增殖剂,低活化马氏体(RAFM)钢作为结构材料。在详细研究包层加工工艺、流量分配、中子性能等问题的基础上,完成了包层内部详细结构设计。... 本文设计了一种高氚增殖比包层(HBRB),该包层采用多孔U-10Zr合金作为中子倍增剂,Li4SiO4球床作为增殖剂,低活化马氏体(RAFM)钢作为结构材料。在详细研究包层加工工艺、流量分配、中子性能等问题的基础上,完成了包层内部详细结构设计。利用中子学软件分析计算了包层的氚增殖比(TBR)和热沉积分布,并根据计算结果对包层进行热力耦合分析。结果表明:包层TBR较高,且核性能稳定;冷却剂的流量分配情况和压降合理;包层内各组件冷却充分,温度和结构材料热应力不超过限值。 展开更多

关键词 氚增值比 聚变包层 热工水力分析 U-10Zr

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钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析程序开发 被引量：2

2

作者 马晓 林超 +3 位作者 李淞 周志伟 冯预恒 张东辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第4期606-614,共9页

为了对示范快堆乏燃料组件的热工水力特性进行分析,自主研发了钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析程序SPATANS。该程序基于子通道分析方法,采用适用于低流量下的流动换热和交混关系式。针对乏燃料组件棒束区进行计算,得到组件不同高度处各... 为了对示范快堆乏燃料组件的热工水力特性进行分析,自主研发了钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析程序SPATANS。该程序基于子通道分析方法,采用适用于低流量下的流动换热和交混关系式。针对乏燃料组件棒束区进行计算,得到组件不同高度处各子通道的温度、压力等热工参数,并将计算结果与三维计算流体力学FLUENT程序的结果进行对比分析。结果表明:自主研发程序的计算结果与FLUENT程序的计算结果较为吻合,偏差在工程可接受范围内,且其计算效率明显高于FLUENT程序。初步表明SPATANS程序可用于钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析,并具有良好的应用前景。 展开更多

关键词 钠冷快堆 乏燃料组件 棒束区 热工水力分析

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模糊数学方法在压水堆热工水力分析中的应用 被引量：2

3

作者 周涛 秋穗正 +1 位作者 贾斗南 苏光辉 《西安交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2001年第1期28-32,共5页

描述了模糊数学的基本方法和原理 ,并将模糊数学方法用于压水堆热工水力分析中 .尝试了工程热管及热点因子的确定、临界热流密度 (CHF)计算公式的选用和确定 .探索了用模糊数学进行压水堆热工水力分析的应用途径 .结果表明 :应用模糊数... 描述了模糊数学的基本方法和原理 ,并将模糊数学方法用于压水堆热工水力分析中 .尝试了工程热管及热点因子的确定、临界热流密度 (CHF)计算公式的选用和确定 .探索了用模糊数学进行压水堆热工水力分析的应用途径 .结果表明 :应用模糊数学方法分析压水堆热工水力过程 ,可以得到一种较为符合实际和较为准确的描述 ,是一种有前途的可开发的研究方法 . 展开更多

关键词 模糊数学 压水堆 热工水力分析

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CARR辐照压水堆小组件热工水力分析 被引量：2

4

作者 尹皓 邹耀 刘兴民 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第6期1069-1074,共6页

分析压水堆4×4小组件在CARR高温高压回路中进行辐照考验时的热工水力问题。利用计算流体动力学(CFD)软件对其进行三维数值模拟,以获得详细的热工水力参数。首先,模拟简化的燃料棒束模型,得出三维温度与速度分布,并分析了传热过程... 分析压水堆4×4小组件在CARR高温高压回路中进行辐照考验时的热工水力问题。利用计算流体动力学(CFD)软件对其进行三维数值模拟,以获得详细的热工水力参数。首先,模拟简化的燃料棒束模型,得出三维温度与速度分布,并分析了传热过程。然后,模拟全尺寸小组件,与棒束模型所得的结果进行对比分析,着重研究其流动,并分析了格架的搅混特性,得出可应用于一维热工水力程序的搅混因子。结果表明,燃料棒最高温度可满足安全性要求,且格架的搅混作用明显。 展开更多

关键词 压水堆小组件 热工水力分析 CFD软件

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HTR-PM热气混合结构热工水力分析 被引量：1

5

作者 周杨平 李富 +2 位作者 郝鹏飞 何枫 孙喜明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B12期771-775,共5页

利用Fluent软件对HTR-PM堆底热气混合结构及设计的相应缩比模型实验台架的压力和温度分布进行了数值模拟,对热混合效果和压降特性进行了分析。在改变入口流量进行数值模拟计算的基础上,得出混合结构的混合效率和等效阻力系数随热气导管... 利用Fluent软件对HTR-PM堆底热气混合结构及设计的相应缩比模型实验台架的压力和温度分布进行了数值模拟,对热混合效果和压降特性进行了分析。在改变入口流量进行数值模拟计算的基础上,得出混合结构的混合效率和等效阻力系数随热气导管中流体Re的变化,讨论了该混合结构的流动与热混合进入自模拟区域的情况。数值模拟计算和理论分析说明,可通过缩比模型实验来确定HTR-PM堆底热气混合结构的热混合效率及阻力特性,但对于阻力特性应采用更为详细和合理的方法进行描述。 展开更多

关键词 HTR-PM 热气混合 热工水力分析

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高通量研究堆堆芯热工水力分析程序THAS-PC4 被引量：3

6

作者 郝老迷 李运文 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1997年第1期12-20,共9页

针对高通量研究堆的热工水力特点和设计准则开发了堆芯子通道分析微机程序ＴＨＡＳ－ＰＣ４。该程序能够计算稳态和瞬态工况下堆芯内冷却剂的流量、温度、密度和压力等参量的分布以及燃料元件的温度场。它还可以确定临界热流密度和偏离... 针对高通量研究堆的热工水力特点和设计准则开发了堆芯子通道分析微机程序ＴＨＡＳ－ＰＣ４。该程序能够计算稳态和瞬态工况下堆芯内冷却剂的流量、温度、密度和压力等参量的分布以及燃料元件的温度场。它还可以确定临界热流密度和偏离泡核沸腾比（ＤＮＢＲ），泡核沸腾开始时的壁面温度以及流动开始不稳定时的热流密度等，以评价反应堆的安全性。 展开更多

关键词 高通量 研究堆 子通道分析 热工水力分析

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田湾核电站TVS-2M先导组件堆芯热工水力分析

7

作者 姚进国 李旭东 +2 位作者 杨晓强 李载鹏 杨高升 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第9期1605-1608,共4页

田湾核电站一号机组于第5燃料循环装入6组TVS-2M先导燃料组件,并将经历从第5燃料循环到第8燃料循环4年的堆内运行。本文通过对先导燃料组件堆芯热工水力分析,堆芯运行实际试验测量以及组件变形检查,验证了热工水力设计程序计算模型的合... 田湾核电站一号机组于第5燃料循环装入6组TVS-2M先导燃料组件,并将经历从第5燃料循环到第8燃料循环4年的堆内运行。本文通过对先导燃料组件堆芯热工水力分析,堆芯运行实际试验测量以及组件变形检查,验证了热工水力设计程序计算模型的合理性以及计算结果与试验结果的符合性。结果表明,TVS-2M燃料组件与AFA燃料组件具有良好的相容性,从而证实了过渡循环条件下反应堆运行的安全性和可靠性。 展开更多

关键词 田湾核电站 先导燃料组件 热工水力分析 试验验证

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一个高效核反应堆热工水力分析方法

8

作者 王少平 蒋莉 沈孟育 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1995年第4期296-309,共14页

提供了一个高效率的核反应堆堆芯热工水力分析方法。以子通道概念为基础，给出了描述堆芯流体流动与传热特性的数学模型和控制方程。文中采用了两相流的滑移流模型，并考虑了过冷沸腾的影响。引入若干补充关系式，用以确定空泡份额、湍... 提供了一个高效率的核反应堆堆芯热工水力分析方法。以子通道概念为基础，给出了描述堆芯流体流动与传热特性的数学模型和控制方程。文中采用了两相流的滑移流模型，并考虑了过冷沸腾的影响。引入若干补充关系式，用以确定空泡份额、湍流掺混、阻力系数及热力学参数等的大小，与广泛应用的ＣＯＢＲＡ系列程序不同，本文求解的是压力梯度方程而不是关于速度的方程，大大提高了数值求解的稳定性和计算收敛速度。初步的数值结果与实验结果的比较表明。本文提供的方法和程序是令人满意的。 展开更多

关键词 核反应堆 热工水力分析 子通道分析 两相流

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快堆热钠池的三维热工水力分析 被引量：3

9

作者 廖智杰 任玉新 +2 位作者 姚朝晖 蒋莉 沈孟育 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1998年第2期125-131,共7页

采用多孔介质的方法，对中国实验快堆（ＣＥＦＲ）热钠池的复杂流场进行了数值模拟，计算结果与设计值符合得很好，并给出了流场分布，为中国实验快堆的进一步设计和安全性能评价提供了重要的参数。

关键词 多孔介质 实验快堆 CEFR 热钠池 热工水力分析

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EAST钨偏滤器外靶板热工水力分析 被引量：1

10

作者 肖旋 姚达毛 +1 位作者 曹磊 周自波 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2015年第4期356-360,共5页

为提高EAST偏滤器的抗热载和排热能力,将偏滤器第一壁的材料由原来的石墨改为钨,在结构上,靶板采用了类ITER的单块结构,支撑和冷却采用一体化的盒式结构。确定了EAST钨偏滤器的冷却结构后,通过水管的流固耦合传热模型,分析了外靶板在紊... 为提高EAST偏滤器的抗热载和排热能力,将偏滤器第一壁的材料由原来的石墨改为钨,在结构上,靶板采用了类ITER的单块结构,支撑和冷却采用一体化的盒式结构。确定了EAST钨偏滤器的冷却结构后,通过水管的流固耦合传热模型,分析了外靶板在紊流冷却方式下的散热情况。同时计算了在水冷系统失效的情况下,偏滤器外靶板的危险区域在3、5、8、10MW·m^(-2)热流密度下的瞬态温度分布情况。结果表明,水流速度在4m·s^(-1)时,水管可以承受峰值功率10MW·m^(-2)的热流密度,能够很好地满足EAST装置运行的排热要求。 展开更多

关键词 钨偏滤器 热工水力分析 失效

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管道连接装配型ITER增强热负荷第一壁的热工水力分析

11

作者 吴晶 谌继明 +3 位作者 王平怀 王正裕 康伟山 高翚 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2022年第1期28-34,共7页

对管道连接装配型ITER增强热负荷第一壁(EHF FW)的标准手指对、边缘手指对及中心梁(CB)开展了热工水力分析。分析结果显示流速分布合理,低于1m·s^(-1)或高于10m·s^(-1)的区域非常小;手指对间的流量分配较合理;整个第一壁的压... 对管道连接装配型ITER增强热负荷第一壁(EHF FW)的标准手指对、边缘手指对及中心梁(CB)开展了热工水力分析。分析结果显示流速分布合理,低于1m·s^(-1)或高于10m·s^(-1)的区域非常小;手指对间的流量分配较合理;整个第一壁的压降为0.351MPa,小于0.4MPa的限定值;在8个循环周期内CB最高温度为409.21℃,低于450℃的允许值;而边缘手指铠甲上尖角区域最高温度为846.54℃,需高热负荷实验来验证其安全性。 展开更多

关键词 ITER 增强热负荷第一壁 热工水力分析

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螺旋管式直流蒸汽发生器热工水力分析模型 被引量：11

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作者 袁媛 彭敏俊 +1 位作者 夏庚磊 吕星 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期251-256,共6页

基于混合流模型的质量、动量和能量守恒方程,采用可移动边界法建立了压水堆螺旋管式直流蒸汽发生器的稳态和动态分析模型。模型将二次侧传热区域分为预热段、蒸发段和过热段,且考虑了缺液区传热。通过对国际革新与安全反应堆(IRIS)螺旋... 基于混合流模型的质量、动量和能量守恒方程,采用可移动边界法建立了压水堆螺旋管式直流蒸汽发生器的稳态和动态分析模型。模型将二次侧传热区域分为预热段、蒸发段和过热段,且考虑了缺液区传热。通过对国际革新与安全反应堆(IRIS)螺旋管式直流蒸汽发生器的模拟,对模型进行了验证。结果表明,本文所建立的稳态和动态模型合理,稳态计算结果与设计值符合良好,动态仿真符合热工水力学及其定性机理分析结果。 展开更多

关键词 螺旋管式直流蒸发器 混合流模型 可移动边界法 热工水力分析模型

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“华龙一号”应急给水系统热工水力分析 被引量：2

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作者 盛美玲 丘锦萌 +2 位作者 王小希 刘妍 于凤云 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第6期885-893,共9页

福岛核电站事故后,同时随着国内外三代核电技术的发展,国内自主研发的“华龙一号”堆型成为国内核电发展的重要革新之路。应急给水系统为重要专设安全系统之一,在事故后缓解事故后果,将核电站带到安全状态起着至关重要的作用。通过单一... 福岛核电站事故后,同时随着国内外三代核电技术的发展,国内自主研发的“华龙一号”堆型成为国内核电发展的重要革新之路。应急给水系统为重要专设安全系统之一,在事故后缓解事故后果,将核电站带到安全状态起着至关重要的作用。通过单一故障准则分析识别出“华龙一号”应急给水系统在事故缓解中最恶劣的运行工况,并通过FLOWMASTER热工水力软件对该系统方案的设计和运行工况进行了数值验证,对系统关键参数进行了敏感性分析。分析结论表明:“华龙一号”的应急给水系统方案满足三代核电机组的安全要求;限流孔板孔径和给水流量呈线性变化的关系,“华龙一号”机组适用的孔板孔径为17.0~20.0 mm;“华龙一号”机组适用的调节阀小档开度区间为30%~45%,以及在调节阀同步调节时的流量调节敏感区域为0~50%,不同步调节时的流量调节敏感区域为20%~60%。 展开更多

关键词 “华龙一号” 应急给水系统 单一故障准则 热工水力分析 孔板孔径 小档开度

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核蒸汽发生器传热段二次侧热工水力分析 被引量：1

14

作者 杨志林 李师新 徐明 《上海交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第11期165-168,共4页

ＣＯＢＲＡ－ＴＦ是一个采用多维两流体模型的反应堆热工水力分析程序．结合我国某核电站现役的蒸汽发生器，对ＣＯＢＲＡ－ＴＦ从反应堆堆芯到蒸汽发生器的移植问题进行了初步的尝试，并将计算结果与该电厂的计算结果进行了分析比较．

关键词 蒸汽发生器 传热段二次侧 热工水力分析 反应堆

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基于热工水力分析确定LOCA破口尺寸及CDF定量化

15

作者 杨亚军 郑尧瑶 +2 位作者 樊普 詹文辉 蔡孝玉 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第5期844-850,共7页

论文以30万千瓦压水堆核电机组为对象,基于热工水力分析确定了大、中、小LOCA的破口尺寸范围,并根据尺寸范围确定LOCA始发频率。与概率安全评价(PSA)常用的NUREG/CR-6928通用数据相比较,小LOCA破口尺寸范围更宽因而始发频率更高,中LOCA... 论文以30万千瓦压水堆核电机组为对象,基于热工水力分析确定了大、中、小LOCA的破口尺寸范围,并根据尺寸范围确定LOCA始发频率。与概率安全评价(PSA)常用的NUREG/CR-6928通用数据相比较,小LOCA破口尺寸范围更宽因而始发频率更高,中LOCA的下限尺寸更大故始发频率更低,大LOCA则与通用数据接近。通过事件树对堆芯损伤频率(CDF)进行定量化分析。结果表明,与直接采用通用数据的始发频率相比较,LOCA的CDF降低明显。基于热工水力分析确定LOCA破口尺寸及CDF定量化可更现实的评估LOCA风险。 展开更多

关键词 热工水力分析 LOCA破口尺寸 CDF定量化

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快堆钠-水蒸汽发生器热工水力稳态综合性能研究 被引量：1

16

作者 肖常志 杨红义 +5 位作者 张大林 沈格宇 秋穗正 路远 张魁 黄源彬 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期328-336,共9页

钠-水直流蒸汽发生器作为分隔钠冷快堆二、三回路的重要屏障,有着非常重要的地位。为分析蒸汽发生器的流动换热特性,西安交通大学搭建了快堆钠-水蒸汽发生器综合性能试验台架,开展了一系列稳态实验,并自主开发了一维两相热工水力设计程... 钠-水直流蒸汽发生器作为分隔钠冷快堆二、三回路的重要屏障,有着非常重要的地位。为分析蒸汽发生器的流动换热特性,西安交通大学搭建了快堆钠-水蒸汽发生器综合性能试验台架,开展了一系列稳态实验,并自主开发了一维两相热工水力设计程序。从稳态实验中选取低功率、中等功率以及满功率5个典型工况开展DeCOSS程序稳态计算。在对实验数据以及计算结果进行归一化处理后,对钠侧轴向温度分布以及蒸发器出口钠侧、水侧出口温度进行对比验证。可发现不同功率工况下,DeCOSS程序计算结果均与实验数据符合良好,验证了蒸汽发生器自主化设计和分析程序的正确性。此外,获取的实验数据也可反之修正DeCOSS程序计算方法,为今后钠-水蒸汽发生器开展相关课题的研究奠定基础。 展开更多

关键词 钠-水蒸汽发生器试验台架 DeCOSS程序 热工水力分析

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热工水力系统分析软件数值水锤抑制方法研究

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作者 袁红胜 徐财红 +3 位作者 琚忠云 柳焕楠 王婷 厉井钢 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第5期1004-1009,共6页

中广核集团正在研发一款新的热工水力系统分析软件LOCUST 2.0,它采用两流体双压力七方程模型。由于LOCUST 2.0采用欧拉体系描述流体方程,在数值离散的控制体边界会因数值处理方式引入像管道末端水锤现象类似的虚假的压力剧烈波动,这种... 中广核集团正在研发一款新的热工水力系统分析软件LOCUST 2.0,它采用两流体双压力七方程模型。由于LOCUST 2.0采用欧拉体系描述流体方程,在数值离散的控制体边界会因数值处理方式引入像管道末端水锤现象类似的虚假的压力剧烈波动,这种现象一般被称为水塞或数值水锤现象。单压力模型的水塞现象抑制方法不再适用双压力,因此设计了一种针对双压力模型的系统分析软件水塞现象抑制的方法。该方法包括识别发生水塞现象的控制体,并修正发生水塞现象的控制体压力方程中的特定项,进而重新求解压力方程。修正压力方程过程中,设计了具备压力波动幅度自适应能力的抑制因子。将上述方法用于LOCUST 2.0数值求解中,对不同压力下饱和与过冷液相入口条件进行了测试,结果表明:本方法达到了消除压力剧烈波动的目的,且所设计的抑制因子的效果优于采用两流体单压力系统分析软件传统采用抑制因子的效果。 展开更多

关键词 水塞现象 两流体双压力 压力波动 热工水力系统分析软件

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基于RELAP5 MOD3.2的钠冷快堆热工水力系统分析程序开发及验证 被引量：10

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作者 宋健 谭超 +5 位作者 唐思邈 刘利民 田文喜 巫英伟 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第6期994-1001,共8页

对大型核反应堆热工水力分析程序RELAP5 MOD3.2进行了改造,使之适用于钠冷快堆系统安全分析。在不影响原程序功能的基础上添加了气液两相钠物性和液态金属对流换热模型,并改造了相应的初始化模块和计算模块。改造后的程序可正确模拟钠... 对大型核反应堆热工水力分析程序RELAP5 MOD3.2进行了改造,使之适用于钠冷快堆系统安全分析。在不影响原程序功能的基础上添加了气液两相钠物性和液态金属对流换热模型,并改造了相应的初始化模块和计算模块。改造后的程序可正确模拟钠的流体力学特性和热物性,搭建钠冷快堆热工水力流体网络进行分析计算。对EBR-Ⅱ试验堆基准题进行了稳态模拟和失流事故分析,其中稳态计算主要参数与实验值相对偏差小于1%,瞬态计算相对偏差小于10%,各参数变化趋势与实验值相符良好,初步验证了改造程序的可靠性。 展开更多

关键词 RELAP5 钠冷快堆 液态金属物性 热工水力分析 程序开发

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ITER屏蔽包层最新设计的热工水力和热应力分析 被引量：5

19

作者 康伟山 张秀杰 +1 位作者 袁涛 谌继明 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2011年第2期161-166,共6页

介绍了屏蔽包层最新的设计方案,对比了2004年DDD设计方案与新方案在第一壁和屏蔽块结构上的差别,并对第8号包层模块的屏蔽块进行了热工水力和热应力的分析。结果表明,第8号包层模块屏蔽块的最高温度不超过200oC,最大Von-Mise应力在200MP... 介绍了屏蔽包层最新的设计方案,对比了2004年DDD设计方案与新方案在第一壁和屏蔽块结构上的差别,并对第8号包层模块的屏蔽块进行了热工水力和热应力的分析。结果表明,第8号包层模块屏蔽块的最高温度不超过200oC,最大Von-Mise应力在200MPa以内,基本满足ITER设计要求,但冷却剂压降稍微偏大,达到0.44MPa。另外,在屏蔽块前端暴露在等离子体表面热负荷的部位,根据热应力分析计算结果,对其承载热负荷能力进行评估,改进了设计方案。 展开更多

关键词 ITER 屏蔽包层 设计 热工水力分析 热应力分析

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热管式辐射器热工水力优化分析 被引量：3

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作者 尹皓 郭春秋 +3 位作者 刘兴民 岳芷廷 张焱 邹佳讯 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第4期600-605,共6页

热管式辐射器广泛应用于空间系统废热排放,其管道复杂,包含热管、翅片和包壳等复杂结构。针对热管式辐射器的流动与换热问题,本文采用CFD软件与自主研发程序RATHAL相结合的方法。先用CFD软件计算流动管道及集流环上的流量分配,再将该结... 热管式辐射器广泛应用于空间系统废热排放,其管道复杂,包含热管、翅片和包壳等复杂结构。针对热管式辐射器的流动与换热问题,本文采用CFD软件与自主研发程序RATHAL相结合的方法。先用CFD软件计算流动管道及集流环上的流量分配,再将该结果代入RATHAL程序中计算得到辐射器的温度分布。根据计算结果,以均匀温度分布为目的,对现有结构提出了合理的优化意见。结果表明,采用CFD软件与自主研发程序RATHAL相结合的方法能尽量真实并高效地模拟辐射器的流量分配与温度分布情况,且经过优化后辐射器集流环间的温差大幅缩小、设计更加合理。 展开更多

关键词 热管式辐射器 热工水力分析 程序开发 CFD软件

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