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快堆单个燃料组件完全堵流事故的建模及其验证

石晓波 罗锐 王洲

石晓波, 罗锐, 王洲. 快堆单个燃料组件完全堵流事故的建模及其验证[J]. 核动力工程, 2006, 27(1): 37-42.
引用本文: 石晓波, 罗锐, 王洲. 快堆单个燃料组件完全堵流事故的建模及其验证[J]. 核动力工程, 2006, 27(1): 37-42.
SHI Xiao-bo, LUO Rui, WANG Zhou. Modeling of Accident Scenario Caused by Total Blockage of Single Subassembly in a Fast Reactor and its Validation[J]. Nuclear Power Engineering, 2006, 27(1): 37-42.
Citation: SHI Xiao-bo, LUO Rui, WANG Zhou. Modeling of Accident Scenario Caused by Total Blockage of Single Subassembly in a Fast Reactor and its Validation[J]. Nuclear Power Engineering, 2006, 27(1): 37-42.

快堆单个燃料组件完全堵流事故的建模及其验证

详细信息
    作者简介:

    石晓波(1977-),男,在读博士研究生。从事反应堆热工水力研究;罗锐(1961-),男,研究员。1989年毕业于清华大学热能工程系,获工学博士学位。从事反应堆安全和多相流等方面的研究;王洲(1934-),男,教授。1965年毕业于巴黎大学,获数学博士学位。主要从事反应堆热工与物理设计以及事故安全分析等方面的研究

  • 中图分类号: TL43+3

Modeling of Accident Scenario Caused by Total Blockage of Single Subassembly in a Fast Reactor and its Validation

  • 摘要: 为了预测正常功率下快堆单个燃料组件入口完全堵流所导致的事故序列,根据SCARABEE-N系列实验建立了相关的计算模型。冷却剂的沸腾及其两相流动的描述采用两流体模型;包壳的流动、燃料的熔化及其塌陷采用类似SURFASS程序的简单方法处理。对于事故后期形成的UO2-钢混合沸腾池,采用一维半经验模型描述,即:用漂移速度模型来预测空泡份额分布;用修正后的Greene关系式计算沸腾池和壁面之间的传热系数;用焓方法(enthalpy method)求解包裹沸腾池的固化壳的温度场及厚度。为了验证本文建立的模型,对SCARABEE BE+1实验结果进行了校核计算,其结果与实验结果基本吻合。

     

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出版历程
  • 收稿日期:  2004-09-06
  • 修回日期:  2004-11-23
  • 网络出版日期:  2025-07-29

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