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螺旋管内流动和传热特性实验研究及经验公式评价
1
作者
程林海
谷海峰
+2 位作者
汤维
陈斌
石依妍
《原子能科学技术》
北大核心
2025年第1期100-109,共10页
螺旋管内流动和传热特性对螺旋管蒸汽发生器的设计具有重要意义。本文在较宽的压力范围:0.2~14.1 MPa,对内径为8.8 mm、螺旋直径为568 mm的立式螺旋管开展了流动和传热特性实验研究。获得了不同工况下单相段和两相段的摩擦系数以及单相...
螺旋管内流动和传热特性对螺旋管蒸汽发生器的设计具有重要意义。本文在较宽的压力范围:0.2~14.1 MPa,对内径为8.8 mm、螺旋直径为568 mm的立式螺旋管开展了流动和传热特性实验研究。获得了不同工况下单相段和两相段的摩擦系数以及单相水区、过冷沸腾区、饱和沸腾区和干涸区的换热系数。将实验结果与近年经验关系式进行对比分析发现,Akagawa等、Hart等、Ito学者经验公式对单相水摩擦系数预测的精度较高,在±5%以内。当前经验公式对本实验两相段摩擦系数与不同区域的换热系数的预测,相对平均偏差在10%~20%左右。分析结果可为螺旋管蒸汽发生器的设计提供参考。
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关键词
螺旋管
两相流
摩擦阻力
传热系数
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职称材料
基于耦合CFD-FEM方法的严重事故下RPV蠕变失效风险评估
2
作者
张越
贠相羽
+3 位作者
陆雨洲
张会勇
单建强
孙吉良
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020年第12期2431-2438,共8页
核电站严重事故发生后,反应堆压力容器(RPV)的剩余固壁在高温差、内压、熔池重量等的作用下可能发生蠕变失效。本文以CPR1000 RPV为研究对象,基于FLUENT软件二次开发求解反应堆压力容器下封头烧蚀温度场,然后基于ANSYS Workbench开展耦...
核电站严重事故发生后,反应堆压力容器(RPV)的剩余固壁在高温差、内压、熔池重量等的作用下可能发生蠕变失效。本文以CPR1000 RPV为研究对象,基于FLUENT软件二次开发求解反应堆压力容器下封头烧蚀温度场,然后基于ANSYS Workbench开展耦合CFD-FEM力学分析,求解严重事故下RPV烧蚀温度场稳定后72 h内的等效应力、等效塑性应变和等效蠕变应变,并评估了RPV的蠕变失效风险。结果表明:当堆坑注水等措施投运后,RPV剩余固壁在72 h内不会发生蠕变失效和塑性变形失效,有效卸压可明显提升RPV结构完整性的安全裕度。
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关键词
反应堆压力容器
严重事故
耦合CFD-FEM
蠕变失效
塑性变形失效
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职称材料
题名
螺旋管内流动和传热特性实验研究及经验公式评价
1
作者
程林海
谷海峰
汤维
陈斌
石依妍
机构
哈尔滨工程大学
核
安全
与仿真技术国防
重点
科学
实验室
中广核研究院有限公司广东省核电安全重点实验室
出处
《原子能科学技术》
北大核心
2025年第1期100-109,共10页
文摘
螺旋管内流动和传热特性对螺旋管蒸汽发生器的设计具有重要意义。本文在较宽的压力范围:0.2~14.1 MPa,对内径为8.8 mm、螺旋直径为568 mm的立式螺旋管开展了流动和传热特性实验研究。获得了不同工况下单相段和两相段的摩擦系数以及单相水区、过冷沸腾区、饱和沸腾区和干涸区的换热系数。将实验结果与近年经验关系式进行对比分析发现,Akagawa等、Hart等、Ito学者经验公式对单相水摩擦系数预测的精度较高,在±5%以内。当前经验公式对本实验两相段摩擦系数与不同区域的换热系数的预测,相对平均偏差在10%~20%左右。分析结果可为螺旋管蒸汽发生器的设计提供参考。
关键词
螺旋管
两相流
摩擦阻力
传热系数
Keywords
helically-coiled tube
two-phase flow
frictional resistance
heat transfer coefficient
分类号
TL123 [核科学技术—核能科学]
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职称材料
题名
基于耦合CFD-FEM方法的严重事故下RPV蠕变失效风险评估
2
作者
张越
贠相羽
陆雨洲
张会勇
单建强
孙吉良
机构
中广
核
研究院
有限公司
广东省
核电
安全
企业
重点
实验室
西安交通大学
核
科学与技术学院
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020年第12期2431-2438,共8页
基金
中国博士后科学基金资助项目(2019M653098)
广东省核电安全企业重点实验室资助项目(2018B030323015)。
文摘
核电站严重事故发生后,反应堆压力容器(RPV)的剩余固壁在高温差、内压、熔池重量等的作用下可能发生蠕变失效。本文以CPR1000 RPV为研究对象,基于FLUENT软件二次开发求解反应堆压力容器下封头烧蚀温度场,然后基于ANSYS Workbench开展耦合CFD-FEM力学分析,求解严重事故下RPV烧蚀温度场稳定后72 h内的等效应力、等效塑性应变和等效蠕变应变,并评估了RPV的蠕变失效风险。结果表明:当堆坑注水等措施投运后,RPV剩余固壁在72 h内不会发生蠕变失效和塑性变形失效,有效卸压可明显提升RPV结构完整性的安全裕度。
关键词
反应堆压力容器
严重事故
耦合CFD-FEM
蠕变失效
塑性变形失效
Keywords
reactor pressure vessel
severe accident
coupled CFD-FEM
creep failure
plastic deformation failure
分类号
TL333 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
螺旋管内流动和传热特性实验研究及经验公式评价
程林海
谷海峰
汤维
陈斌
石依妍
《原子能科学技术》
北大核心
2025
0
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职称材料
2
基于耦合CFD-FEM方法的严重事故下RPV蠕变失效风险评估
张越
贠相羽
陆雨洲
张会勇
单建强
孙吉良
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020
0
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职称材料
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