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中国先进研究堆矩形通道流场数值计算分析
  • ISSN号:1000-6931
  • 期刊名称:《原子能科学技术》
  • 时间:0
  • 分类:TL411[核科学技术—核技术及应用]
  • 作者机构:[1]华北电力大学核热工安全和标准化研究所
  • 相关基金:国家重点基础研究发展计划资助项目(2007CB209800);空泡物理与自然循环重点实验室资助项目
中文摘要:

通过SIMPLE数值方法,编制程序,对中国先进研究堆(CARR)全流道进行流场数值模拟。采用对CARR的单个冷却剂通道进行单相水的数值传热计算,并递增地改变流道入口流速,计算获得与入口流速对应的流道速度场与温度场分布,展现其变化规律,分析入口流速对流道热工水力参数分布的影响。采用所编制的程序,对板式燃料组件构成的窄矩形通道进行数值模拟,由此来确定热工水力设计需要的一些反应堆安全参数。这些安全参数为反应堆事故监测系统提供必要的热工过程状态信息,也为CARR提供必要的数据参考。

英文摘要:

The flow field of China Advanced Research Reactor (CARR) was simulated by SIMPLE numerical method. It is full-flow channel simulation. The inlet corresponding flow velocity was obtained based on the numerical calculation of heat transfer for single-phase water in the single cooling channel of CARR, as well as temperature distribution, with increasing inlet flow rate. And the changing rule was analyzed. Finally, the influence on the thermal-hydraulic parameters caused by inlet flow rate was reduced. The narrow rectangular channel structured by plate fuel bundles was simulated by the developed program, and some reactor safety parameters needed during the thermal-hydraulic design were ascertained. The necessary thermal process state information for the reactor accident monitoring system can be deduced from these parameters. Thus, it is necessary to simulate the flow field. And it is necessary to analyze the hydraulic characteristics inside CARR, either. Then it can provide necessary data to CARR.

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期刊信息
  • 《原子能科学技术》
  • 北大核心期刊(2011版)
  • 主管单位:中国核工业集团公司
  • 主办单位:中国原子能科学研究院
  • 主编:万钢
  • 地址:北京市275-65信箱
  • 邮编:102413
  • 邮箱:yzk@ciae.ac.cn
  • 电话:010-69358024 69357285
  • 国际标准刊号:ISSN:1000-6931
  • 国内统一刊号:ISSN:11-2044/TL
  • 邮发代号:82-161
  • 获奖情况:
  • 1991年全国首届国防科技期刊评比一等奖,“四通杯”北京优秀期刊全优期刊奖和全国优秀期刊...,“八五”期间优秀国防科技期刊奖,2011年“百种中...
  • 国内外数据库收录:
  • 美国化学文摘(网络版),荷兰文摘与引文数据库,美国工程索引,日本日本科学技术振兴机构数据库,中国中国科技核心期刊,中国北大核心期刊(2004版),中国北大核心期刊(2008版),中国北大核心期刊(2011版),中国北大核心期刊(2014版)
  • 被引量:7776