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超临界水冷堆双排燃料组件子通道分析
  • ISSN号:0258-0918
  • 期刊名称:《核科学与工程》
  • 时间:0
  • 分类:TK122[动力工程及工程热物理—工程热物理;动力工程及工程热物理—热能工程]
  • 作者机构:[1]上海交通大学核科学与工程学院,上海200240, [2]海军工程大学核能科学与工程系,湖北武汉430000
  • 相关基金:国家“973”计划资助项目(2007CB209800); 上海市自然科学基金资助项目(11ZR1416900)
中文摘要:

研究基于Cobra-IV程序,开发了适用于超临界水冷堆燃料组件分析的子通道程序。针对超临界水冷堆慢谱双排组件,进行了稳态计算,获取了相关组件热工水力参数。在此基础上,针对单一通道进行了瞬态计算,分析了燃料棒线功率变化和冷却剂流量变化条件下,超临界水冷堆燃料组件的流动和传热的动态响应,为超临界水冷堆组件的优化设计提供了参考。

英文摘要:

Based on the COBRA-IV code,a new sub-channel code system developed for the supercritical water cooled reactor(SCWR) fuel assembly is analyzed.In order to optimize the SCWR fuel assembly design,a sub-channel analysis of two rows SCWR fuel assembly is performed,including steady-state and transient calculation.For the steady-state calculation,several channel's parameters are selected to evaluate the thermal-hydraulic performance of the fuel assemblies.Based on the steady-state results,two transient calculations(change of fuel rod power and change of coolant flow) are carried out to estimate the dynamic behavior of the fuel assemblies.The results achieved so far indicate a good applicability of the sub-channel code for the SCWR fuel assembly analysis,which is good for the future optimization of SCWR fuel assembly design.

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期刊信息
  • 《核科学与工程》
  • 北大核心期刊(2011版)
  • 主管单位:中国科协
  • 主办单位:中国核学会
  • 主编:阮可强
  • 地址:北京市海淀区阜成路43号
  • 邮编:100048
  • 邮箱:nuclse@163.com
  • 电话:010-88828681 68462973
  • 国际标准刊号:ISSN:0258-0918
  • 国内统一刊号:ISSN:11-1861/TL
  • 邮发代号:82-603
  • 获奖情况:
  • 全国中文核心期刊
  • 国内外数据库收录:
  • 美国化学文摘(网络版),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),中国北大核心期刊(2000版)
  • 被引量:3034