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压水堆核电厂稳压器波动管热分层现象数值分析

张力 赖建永 黄伟 李海颖

张力, 赖建永, 黄伟, 李海颖. 压水堆核电厂稳压器波动管热分层现象数值分析[J]. 核动力工程, 2009, 30(4): 91-95.
引用本文: 张力, 赖建永, 黄伟, 李海颖. 压水堆核电厂稳压器波动管热分层现象数值分析[J]. 核动力工程, 2009, 30(4): 91-95.
ZHANG Li, LAI Jian-yong, HUANG Wei, LI Hai-ying. Numerical Simulation for Thermal Stratification of PWR NPP Pressurizer Surge Line[J]. Nuclear Power Engineering, 2009, 30(4): 91-95.
Citation: ZHANG Li, LAI Jian-yong, HUANG Wei, LI Hai-ying. Numerical Simulation for Thermal Stratification of PWR NPP Pressurizer Surge Line[J]. Nuclear Power Engineering, 2009, 30(4): 91-95.

压水堆核电厂稳压器波动管热分层现象数值分析

详细信息
    作者简介:

    张力(1968—),男,教授。1996年毕业于重庆大学机械工程学院,获博士学位。现从事计算流体力学分析研究。

    赖建永(1982—),男。在读硕士研究生。2006年毕业于清华大学工程物理系,获学士学位。

    黄伟(1966—),男,研究员级高级工程师。1993年毕业于西安交通大学动力机械工程系,获硕士学位。现从事核电厂热工水力设计及计算流体力学分析。

  • 中图分类号: TK124

Numerical Simulation for Thermal Stratification of PWR NPP Pressurizer Surge Line

  • 摘要: 为分析评价压水堆核电厂稳压器波动管热分层现象对波动管结构完整性的影响,采用计算流体力学(CFD)分析方法,对稳压器波动管热分层现象进行了数值模拟。研究了波动管内的流体流动,得到了稳压器波动管的传热特性、流体流场和温度分布,分析了稳压器波动管波动热分层现象与波动流速之间的关系。研究结果表明:波动流速在一定范围内变化时,管道最大截面温差随着波动流速的增大而增大。并且得到了不同波动流速下管道最大截面温差及其出现的位置,指出了热分层现象发生时波动管的薄弱环节。

     

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出版历程
  • 收稿日期:  2008-07-08
  • 修回日期:  2008-10-28
  • 网络出版日期:  2025-07-28
  • 刊出日期:  2009-08-15

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