论文部分内容阅读
[!--newstext--]
[!--title--]
【摘 要】
：
在新一代反应堆控制棒驱动机构耐温等级提升后,为分析取消控制棒驱动机构强制通风系统是否可行,建立了基于单台控制棒驱动机构流场的计算模型,合理确定了求解方法和边界条件,
【机 构】
：
中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室,成都,610213
【出 处】
：
核动力工程
【发表日期】
：
2021年2期
其他文献
为了研究分离涡模拟模型对核主泵水力性能预测精度的影响,在六面体结构化网格的基础上,采用基于SSTκ-ω的分离涡模拟(DES)、延迟分离涡模拟(DDES)和改进的延迟分离涡模拟(ID
秦山核电厂一期的运行时间已超过三十年,该反应堆为我国核反应堆建造、运行、延寿乃至退役,提供了丰富的实测数据,为我国新一代反应堆核电厂—华龙一号的设计、建造、运行、
为进一步提高核电厂的经济性与竞争力,基于系统工程方法,针对“华龙一号”核电机组(HPR1000)应急堆芯余热排出系统开展设计研究,综合考虑安全性、经济性以及技术成熟度等要求
对于屏蔽计算的深穿透问题,由于仅有少量粒子能够穿透屏蔽层到达计数区,所以计算效率极低.为解决该问题,基于一致性共轭驱动重要性抽样方法研究了蒙特卡罗-确定论耦合方法(简
为解决压水堆核电厂离线式硼表(OFBM)测量的核岛一回路冷却剂总硼浓度相对化学滴定硼浓度的偏差超标问题,对OFBM的硼浓度算法进行了分析,并对硼浓度偏差的影响因素和产生的原
为研制出耐辐照的新型单相陶瓷燃料,采用溶胶-凝胶法,通过复合溶胶配制、分散胶凝、洗涤、干燥煅烧与烧结过程,开展了 UO2-(Zr0.8Ca0.2)O1.8燃料微球制备工艺研究,制备出铀摩
以B&W直流蒸汽发生器为对象,基于过程仿真软件(APROS)支撑平台中的基本模块,建立了图形化的直流蒸汽发生器仿真模型.对模型进行变工况下的稳态和动态仿真,由结果可知,一次侧
为快速获得核电厂蒸汽管道的疏水量.通过启动阶段和正常运行阶段蒸汽管道疏水量的计算,分析并绘制了各种常用规格的蒸汽管道正常运行时产生的散热量图,通过散热量图可在疏水
针对单根恒温圆管双自由度流致振动-换热耦合特性,分析了结构振动响应以及温度场、平均努塞尔数和最大局部努塞尔数位置的变化规律.结果表明,在雷诺数为100、质量比为1.37和
为分析球床型氟盐冷却高温堆(PB-FHR)堆芯的关键中子学参数,建立了显式随机模型,基于随机填充方法计算了燃料球石墨基质内所有三层各向同性包覆颗粒(TRISO)颗粒的空间坐标,并