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压水堆核电厂管道泄漏特性数值模拟研究

殷松涛 王宁宁 王海军 朱梦馨

殷松涛, 王宁宁, 王海军, 朱梦馨. 压水堆核电厂管道泄漏特性数值模拟研究[J]. 核动力工程, 2021, 42(3): 32-37. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0032
引用本文: 殷松涛, 王宁宁, 王海军, 朱梦馨. 压水堆核电厂管道泄漏特性数值模拟研究[J]. 核动力工程, 2021, 42(3): 32-37. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0032
Yin Songtao, Wang Ningning, Wang Haijun, Zhu Mengxin. Numerical Simulation of Leakage Characteristics of Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plant[J]. Nuclear Power Engineering, 2021, 42(3): 32-37. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0032
Citation: Yin Songtao, Wang Ningning, Wang Haijun, Zhu Mengxin. Numerical Simulation of Leakage Characteristics of Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plant[J]. Nuclear Power Engineering, 2021, 42(3): 32-37. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0032

压水堆核电厂管道泄漏特性数值模拟研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0032

Numerical Simulation of Leakage Characteristics of Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plant

  • 摘要: 为研究压水堆核电厂管道泄漏特性,基于一维两流体数值模型,耦合了等温气泡生长模型,提出了一种两相临界流模型,该模型考虑了临界流过程中的亚稳态流体核化与非平衡传质。该模型通过一种显式差分格式的算法加以实现。通过与相关实验数据进行对比计算可知,本文模型具有较高的计算精度与计算效率。利用该模型对两相临界流流动与传质过程进行了理论分析,结果表明,流体过冷度对流动与传质过程具有显著影响,而流体入口压力仅影响流动过程。本研究建立的两相临界流模型可为管道与压力容器泄漏安全性分析提供参考与理论基础。

     

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  • 刊出日期:  2021-06-15

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