压水型反应堆(pressurized water reactor,PWR)系统主管道热段内冷却剂的温度和流量,直接反映了核功率和堆芯换热状态,是反应堆功率控制和安全保护的核心参数。为全面掌握华龙一号反应堆上腔室及热段内冷却剂流-热耦合场分布及演变规律...压水型反应堆(pressurized water reactor,PWR)系统主管道热段内冷却剂的温度和流量,直接反映了核功率和堆芯换热状态,是反应堆功率控制和安全保护的核心参数。为全面掌握华龙一号反应堆上腔室及热段内冷却剂流-热耦合场分布及演变规律,为核心参数测控提供参考,基于有限元分析(finite element method,FEA)方法,对上腔室及热段冷却剂流域进行了计算流体力学(computational fluid dynamics,CFD)数值模拟。首先建立了合理简化后的华龙一号(Hualong One)反应堆上腔室及相连热段的3D几何结构模型。随后对模型计算域进行了离散化网格划分和网格敏感性分析。最后通过计算,获得了冷却剂非等温流动的稳态特性解,流量、温度与相关设计估算值、实际测量值的相对误差均小于2%。对稳态特性研究表明,高、低温冷却剂在上腔室垂直内壁附近的不充分换热导致热段入口冷却剂温度分布不均,存在14.0~16.3℃的温差。随冷却剂沿轴向流动,冷却剂温度场分布和流场分布均逐渐趋于均匀和稳定,且是热段内低温冷却剂的流动主导了冷却剂温度分布的变化。展开更多
本文采用拟协调元、分层子单元和拟子结构列出了近海平台管状接头弹-塑性有限元分析的列式,同时在高斯消去法中运用改进的顺序-逆序修正、分块等技巧,在每个载荷增量步中仅需对进入塑性区范围的静力方程进行求解。文中介绍了 T 型及 Y ...本文采用拟协调元、分层子单元和拟子结构列出了近海平台管状接头弹-塑性有限元分析的列式,同时在高斯消去法中运用改进的顺序-逆序修正、分块等技巧,在每个载荷增量步中仅需对进入塑性区范围的静力方程进行求解。文中介绍了 T 型及 Y 型管状接头的数值计算结果并与 T 型管状接头的实验结果进行了比较,结果是相当接近的。展开更多
文摘压水型反应堆(pressurized water reactor,PWR)系统主管道热段内冷却剂的温度和流量,直接反映了核功率和堆芯换热状态,是反应堆功率控制和安全保护的核心参数。为全面掌握华龙一号反应堆上腔室及热段内冷却剂流-热耦合场分布及演变规律,为核心参数测控提供参考,基于有限元分析(finite element method,FEA)方法,对上腔室及热段冷却剂流域进行了计算流体力学(computational fluid dynamics,CFD)数值模拟。首先建立了合理简化后的华龙一号(Hualong One)反应堆上腔室及相连热段的3D几何结构模型。随后对模型计算域进行了离散化网格划分和网格敏感性分析。最后通过计算,获得了冷却剂非等温流动的稳态特性解,流量、温度与相关设计估算值、实际测量值的相对误差均小于2%。对稳态特性研究表明,高、低温冷却剂在上腔室垂直内壁附近的不充分换热导致热段入口冷却剂温度分布不均,存在14.0~16.3℃的温差。随冷却剂沿轴向流动,冷却剂温度场分布和流场分布均逐渐趋于均匀和稳定,且是热段内低温冷却剂的流动主导了冷却剂温度分布的变化。
文摘本文采用拟协调元、分层子单元和拟子结构列出了近海平台管状接头弹-塑性有限元分析的列式,同时在高斯消去法中运用改进的顺序-逆序修正、分块等技巧,在每个载荷增量步中仅需对进入塑性区范围的静力方程进行求解。文中介绍了 T 型及 Y 型管状接头的数值计算结果并与 T 型管状接头的实验结果进行了比较,结果是相当接近的。
