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非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究 被引量:3
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作者 贾斌 马帅 +3 位作者 史强 高新力 靖剑平 石兴伟 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第5期763-773,共11页
本文为了更加真实准确的模拟非能动核电机组复杂的热工水力工况,提高事故分析计算精度,开展了非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究。首先应用热工水力系统分析程序RELAP5对AP1000机组进行系统建模,并开展冷却剂强迫流动完全丧... 本文为了更加真实准确的模拟非能动核电机组复杂的热工水力工况,提高事故分析计算精度,开展了非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究。首先应用热工水力系统分析程序RELAP5对AP1000机组进行系统建模,并开展冷却剂强迫流动完全丧失事故(全失流事故)的分析计算,得到堆芯相关热工水力参数。然后将RELAP5程序的计算结果作为边界条件,分别利用子通道程序COBRA-Ⅳ、计算流体力学程序FLUENT以及基于两个程序的耦合程序对AP1000堆芯组件进行建模,并分别开展全失流事故过程中堆芯热工水力分析计算。最终通过三个程序计算结果的对比,表明应用耦合程序开展堆芯热工水力分析的方法可行,建立的堆芯组件模型合理,计算结果更加接近真实情况,有效减少了单一程序计算的过度保守性。 展开更多
关键词 非能动压水堆 RELAP5 cobra- FLUENT 多尺度耦合
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流道阻塞后的流场模型的开发及应用 被引量:1
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作者 史国宝 唐家欢 王杨定 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2000年第2期117-122,141,共7页
在大破口失水事故进程中 ,燃料包壳可能发生的破裂将导致流道部分阻塞 ,在事故分析中必须考虑由此产生的影响。用COBRA Ⅳ Ⅰ子通道程序详细分析了流道阻塞后的流场 ,改进了大破口失水事故分析软件包中燃料棒包壳温度分析程序FRAP T6 。
关键词 流道阻塞 大破口失水事故 cobra--Ⅰ程序 流场
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