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压水堆核动力系统瞬态热工水力特性分析仿真软件

巫英伟 庄程军 苏光辉 秋穗正

巫英伟, 庄程军, 苏光辉, 秋穗正. 压水堆核动力系统瞬态热工水力特性分析仿真软件[J]. 核动力工程, 2010, 31(2): 47-49,62.
引用本文: 巫英伟, 庄程军, 苏光辉, 秋穗正. 压水堆核动力系统瞬态热工水力特性分析仿真软件[J]. 核动力工程, 2010, 31(2): 47-49,62.
WU Yingwei, ZHUANG Chengjun, SU Guanghui, QIU Suizheng. Transient Thermal-Hydraulic Characteristics Analysis Software for PWR Nuclear Power Systems[J]. Nuclear Power Engineering, 2010, 31(2): 47-49,62.
Citation: WU Yingwei, ZHUANG Chengjun, SU Guanghui, QIU Suizheng. Transient Thermal-Hydraulic Characteristics Analysis Software for PWR Nuclear Power Systems[J]. Nuclear Power Engineering, 2010, 31(2): 47-49,62.

压水堆核动力系统瞬态热工水力特性分析仿真软件

详细信息
    作者简介:

    巫英伟(1983-),男,博士研究生。2005年毕业于西安交通大学核科学与技术专业,获学士学位。现主要从事核反应堆热工水力与安全分析研究工作。庄程军(1983-),男,硕士研究生。2006年毕业于西北工业大学热能与动力工程专业,获学士学位。现主要从事核反应堆热工水力与安全分析研究工作。苏光辉(1966-),男,教授。1997年毕业于西安交通大学核科学与技术专业,获博士学位。现主要从事核反应堆热工水力与安全分析及数值传热等研究工作。

  • 中图分类号: TL33

Transient Thermal-Hydraulic Characteristics Analysis Software for PWR Nuclear Power Systems

  • 摘要: 采用点堆中子动力学模型、两相漂移流蒸汽发生器模型、三区不平衡稳压器模型、主循环泵四象限特性模型和非能动应急余热导出系统模型,并利用Compaq Visual Fortran 6.0语言开发了微机型压水反应堆瞬态热工水力特性分析程序,并利用Microsoft Visual Studio.NET语言实现输入参数的可视化、输出结果的实时处理和动态显示。利用RELAP5程序对本瞬态安全分析软件进行了可靠性验证,结果表明,本软件求解精度较高、速度快、界面新颖、功能完善、可操作性强。此外,利用本软件对秦山核电站事故瞬态工况下的热工水力特性进行了分析,得出了一些具有工程价值的结论。

     

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出版历程
  • 收稿日期:  2008-12-26
  • 修回日期:  2009-06-24
  • 网络出版日期:  2025-07-29
  • 刊出日期:  2010-04-01

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