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中国实验快堆堆容器冷却系统全厂断电工况温度场分析

乔雪冬 杨红义 冯预恒

乔雪冬, 杨红义, 冯预恒. 中国实验快堆堆容器冷却系统全厂断电工况温度场分析[J]. 核动力工程, 2006, 27(S1): 1-4,22.
引用本文: 乔雪冬, 杨红义, 冯预恒. 中国实验快堆堆容器冷却系统全厂断电工况温度场分析[J]. 核动力工程, 2006, 27(S1): 1-4,22.
QIAO Xue-dong, YANG Hong-yi, FENG Yu-heng. Thermal Hydro-Mechanical Analysis of Reactor Vessel Cooling System under Station Blackout Accident[J]. Nuclear Power Engineering, 2006, 27(S1): 1-4,22.
Citation: QIAO Xue-dong, YANG Hong-yi, FENG Yu-heng. Thermal Hydro-Mechanical Analysis of Reactor Vessel Cooling System under Station Blackout Accident[J]. Nuclear Power Engineering, 2006, 27(S1): 1-4,22.

中国实验快堆堆容器冷却系统全厂断电工况温度场分析

详细信息
    作者简介:

    乔雪冬(1979-),男,2002年毕业于大连理工大学动力工程系。现从事中国实验快堆设计工作。

    杨红义(1970-),男,1996年毕业于中国原子能科学研究院反应堆工程专业,获博士学位。现在中国原子能科学研究院任中国实验快堆总设计师、副总经理。

    冯预恒(1968-),男,高级工程师。1989年毕业于上海交通大学核能与热能工程专业。现主要从事中国实验快堆设计工作。

  • 中图分类号: TL333

Thermal Hydro-Mechanical Analysis of Reactor Vessel Cooling System under Station Blackout Accident

  • 摘要: 堆容器冷却系统是中国实验快堆(CEFR)一回路系统中的重要辅助系统之一,用于在各种工况下对反应堆堆容器进行冷却。本文利用国际通用的计算流体力学软件STAR-CD对CEFR堆容器冷却系统进行三维数值模拟,得到了在全厂断电事故发展过程中堆容器冷却系统的温度场和流场的瞬态分析结果,为相应部件的力学分析以及其它工况的分析提供了数据,对快堆优化设计和安全分析提供了重要的理论支持。

     

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出版历程
  • 收稿日期:  2005-11-05
  • 修回日期:  2006-01-16
  • 网络出版日期:  2025-07-23
  • 刊出日期:  2006-06-15

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