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

方形子通道内超临界流体流动传热CFD分析

顾汉洋 程旭 卢冬华

顾汉洋, 程旭, 卢冬华. 方形子通道内超临界流体流动传热CFD分析[J]. 核动力工程, 2009, 30(2): 1-5.
引用本文: 顾汉洋, 程旭, 卢冬华. 方形子通道内超临界流体流动传热CFD分析[J]. 核动力工程, 2009, 30(2): 1-5.
GU Han-yang, CHENG Xu, LU Dong-hua. CFD Analysis of Thermal-Hydraulic Behavior of Supercritical Water in Square Sub-Channels[J]. Nuclear Power Engineering, 2009, 30(2): 1-5.
Citation: GU Han-yang, CHENG Xu, LU Dong-hua. CFD Analysis of Thermal-Hydraulic Behavior of Supercritical Water in Square Sub-Channels[J]. Nuclear Power Engineering, 2009, 30(2): 1-5.

方形子通道内超临界流体流动传热CFD分析

基金项目: 

“973计划”项目(No.2007CB209804)资助

详细信息
    作者简介:

    顾汉洋(1978—),男,讲师。2006年毕业于西安交通大学热能工程专业,获博士学位。现从事核反应堆热工水力研究。

    程旭(1963—),男,教授。1991毕业于德国不伦瑞克工业大学核工程专业,获博士学位。现从事反应堆安全和先进反应堆系统研究。

    卢冬华(1969—),男,研究员。2001年毕业于西安交通大学热能工程专业,获博士学位。现从事反应堆热工水力研究工作。

  • 中图分类号: TK123

CFD Analysis of Thermal-Hydraulic Behavior of Supercritical Water in Square Sub-Channels

  • 摘要: 国际上对超临界水冷堆进行了大量的研究,但对其堆芯内超临界流体流动传热特征的认识还十分欠缺。本研究采用CFX软件对典型超临界反应堆燃料组件子通道内的超临界热工水力特征进行了数值分析。研究了流动参数、边界条件和节径比(P/D)对子通道间交混现象和传热特性的影响。计算结果表明:燃料组件外围壁面子通道比内部子通道的湍流交混强烈;稠密栅格的湍流交混比宽栅格的湍流交混小。当P/D>1.2后,P/D比对湍流交混影响不再明显。研究还发现,在拟临界点附近区域,出现湍流交混系数的突变。

     

  • 加载中
计量
  • 文章访问数:  6
  • HTML全文浏览量:  2
  • PDF下载量:  0
  • 被引次数: 0
出版历程
  • 收稿日期:  2008-01-21
  • 修回日期:  2008-07-21
  • 网络出版日期:  2025-07-28
  • 刊出日期:  2009-04-15

目录

    /

    返回文章
    返回