高级检索

留言板

尊敬的读者、作者、审稿人, 关于本刊的投稿、审稿、编辑和出版的任何问题, 您可以本页添加留言。我们将尽快给您答复。谢谢您的支持!

姓名
邮箱
手机号码
标题
留言内容
验证码

超临界水冷堆压力容器出口接管和蒸汽腔室热流性能数值分析

李玉光 王小彬 罗英 杨敏 李翔 付强

李玉光, 王小彬, 罗英, 杨敏, 李翔, 付强. 超临界水冷堆压力容器出口接管和蒸汽腔室热流性能数值分析[J]. 核动力工程, 2013, 34(1): 65-70.
引用本文: 李玉光, 王小彬, 罗英, 杨敏, 李翔, 付强. 超临界水冷堆压力容器出口接管和蒸汽腔室热流性能数值分析[J]. 核动力工程, 2013, 34(1): 65-70.
LI Yu-guang, WANG Xiao-bin, LUO Ying, YANG Min, LI Xiang, FU Qiang. Analysis on Heat Transfer of Outlet Nozzle and Steam Cavity for SCWR RPV Using CFD[J]. Nuclear Power Engineering, 2013, 34(1): 65-70.
Citation: LI Yu-guang, WANG Xiao-bin, LUO Ying, YANG Min, LI Xiang, FU Qiang. Analysis on Heat Transfer of Outlet Nozzle and Steam Cavity for SCWR RPV Using CFD[J]. Nuclear Power Engineering, 2013, 34(1): 65-70.

超临界水冷堆压力容器出口接管和蒸汽腔室热流性能数值分析

详细信息
    作者简介:

    李玉光(1984—),男,工程师。2010年毕业于西安交通大学工程热物理专业,获硕士学位。现从事反应堆压力容器结构设计研究。王小彬(1982—),男,工程师。2005年毕业于天津大学化工过程机械专业,获学士学位。现从事反应堆压力容器结构设计研究。罗英(1971—),女,研究员级高级工程师。1993年毕业于成都科技大学金属材料热处理专业,获硕士学位。现从事反应堆总体结构和反应堆压力容器设计研究。

  • 中图分类号: TL334

Analysis on Heat Transfer of Outlet Nozzle and Steam Cavity for SCWR RPV Using CFD

  • 摘要: 基于超临界水冷堆(SCWR)概念结构设计(筒体材料为508-III钢、出口接管和蒸汽腔室材料为Inconel 690),使用计算流体力学(CFD)方法对SCWR出口接管和蒸汽腔室结构设计进行数值分析,得到超临界工况下的压力容器出口接管和蒸汽腔室的稳态温度分布。结果表明:508-III筒体和Inconel 690出口接管焊缝处的最高温度为547 K,现有的SCWR出口接管和蒸汽腔室概念结构设计和材料具备可行性。

     

  • 加载中
计量
  • 文章访问数:  16
  • HTML全文浏览量:  6
  • PDF下载量:  0
  • 被引次数: 0
出版历程
  • 收稿日期:  2012-10-17
  • 修回日期:  2012-11-19
  • 网络出版日期:  2025-03-08

目录

    /

    返回文章
    返回