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Assessment and Development of Two Phase Turbulent Mixing Models for Subchannel Analysis Relevant to BWR
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作者 Mohit P. Sharma Arun K. Nayak 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 2014年第4期195-207,共13页
Determination of turbulent mixing rate of two phase flow between neighboring subchannels is an important aspect of sub channel analysis in reactor rod bundles. Various models have been developed for two phase turbulen... Determination of turbulent mixing rate of two phase flow between neighboring subchannels is an important aspect of sub channel analysis in reactor rod bundles. Various models have been developed for two phase turbulent mixing rate between subchannels. These models show that turbulent mixing rate is strongly dependent on flow regimes;their validity was examined against specific or limited experiments. It is vital to evaluate these models by comparing the predicted two phase turbulent mixing rate with available experimental data conducted for various subchannel geometries and operating conditions. This paper describes evaluation of different models for two phase turbulent mixing rate for both gas and liquid phase against large range of experimental data which are obtained from various subchannel geometries. The results indicate that there is large discrepancy between the predicted and experimental data for turbulent mixing rate. This paper provides important shortcoming of the previous work and need for the development of a new model. In the view of this, a two phase flow model is presented, which predicts both liquid and gas phase turbulent mixing rate between adjacent sub channels of reactor rod bundles. The model presented here is for slug churn flow regime, which is dominant as compared to the other regimes like bubbly flow and annular flow regimes, since turbulent mixing rate is the highest in slug churn flow regime. The present model has been tested against low pressure and temperature air-water and high pressure and temperature steam-water experimental data found that it shows good agreement with available experimental data. 展开更多
关键词 subchannel Analysis Two PHASE TURBULENT MIXING model TURBULENT MIXING RATE
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基于高精度子通道程序的棒束临界热流密度机理模型
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作者 郭俊良 蒋理 +3 位作者 高逵 孔焕俊 桂淼 单建强 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第8期1473-1481,共9页
传统棒束临界热流密度关联式受限于子通道粗糙的划分方式以及棒表面局部参数计算的不准确性而无法有效外推,针对特定燃料组件开发的棒束临界热流密度关系式只能用于特定的棒束几何结构。对于导向管存在的棒束结构仍需额外的修正,不满足... 传统棒束临界热流密度关联式受限于子通道粗糙的划分方式以及棒表面局部参数计算的不准确性而无法有效外推,针对特定燃料组件开发的棒束临界热流密度关系式只能用于特定的棒束几何结构。对于导向管存在的棒束结构仍需额外的修正,不满足局部现象假设,无法实现真正的预测。为满足新型燃料组件以及新型堆等不同棒束几何下临界热流密度的预测需要,基于西安交通大学开发的高精度子通道程序建立了棒束临界热流密度机理模型。高精度子通道程序在原有子通道划分的基础上进一步细分,并结合格架分布式阻力模型使流场的计算更加细致准确。对基于高精度子通道程序开发的棒束临界热流密度机理模型进行了验证,预测值与实验值之比的平均值为0.99,均方差为4.69%,且无需对冷壁效应进行额外修正。 展开更多
关键词 临界热流密度 棒束 子通道程序 机理模型 汽泡壅塞
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SNENM/RTSP:一个用于压水堆堆芯瞬态分析的三维节块和子通道计算程序
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作者 程平东 邵天伟 +2 位作者 赵慧敏 周全福 申森 《计算物理》 CSCD 北大核心 1992年第A01期579-582,共4页
压水堆堆芯的运行瞬态和事故瞬态是伴随着复杂的热工水力过程的三维中子动力学问题。为了改进现代压水堆的安全设计,提高核电厂运行的机动性和经济性,对这类问题作直接的三维分析是必要的。然而,这种分析常常要花费很大的计算代价。因此... 压水堆堆芯的运行瞬态和事故瞬态是伴随着复杂的热工水力过程的三维中子动力学问题。为了改进现代压水堆的安全设计,提高核电厂运行的机动性和经济性,对这类问题作直接的三维分析是必要的。然而,这种分析常常要花费很大的计算代价。因此,发展既有适当精度又能快速求解的三维模型和相应的计算机程序,就成为使这种计算分析具有工程实用价值的重要途径。SNENM/RTSP程序正是为了满足这种要求而研制的。 展开更多
关键词 压水型堆 堆芯 瞬态状况 程序
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一种基于均值反馈模型的自适应空间子信道分配算法 被引量:2
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作者 卢小峰 朱光喜 +1 位作者 宁国勤 李赞 《电子与信息学报》 EI CSCD 北大核心 2008年第1期63-66,共4页
MIMO/OFDM是未来宽带无线通信接口的有效架构。该文针对多用户MIMO/OFDM系统,提出了一种基于均值反馈模型的自适应空间子信道分配算法,以获取最大的系统吞吐量为目标,推导了子载波分配准则,并给出了相应的算法流程。仿真结果表明,该算... MIMO/OFDM是未来宽带无线通信接口的有效架构。该文针对多用户MIMO/OFDM系统,提出了一种基于均值反馈模型的自适应空间子信道分配算法,以获取最大的系统吞吐量为目标,推导了子载波分配准则,并给出了相应的算法流程。仿真结果表明,该算法具有良好的性能,有效地提高了系统的传输速率。 展开更多
关键词 多入多出/正交频分复用 均值反馈模型 自适应空间子信道分配 吞吐量
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棒束子通道湍流交混特性的数值模拟研究
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作者 张锐 马在勇 +4 位作者 陆定晟 何清澈 张卢腾 孙皖 潘良明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第6期1204-1211,共8页
为了提高核反应堆系统的经济性和安全性,本文采用CFD方法对棒束子通道间湍流交混效应进行研究。对子通道建模,选取SST k-ω模型进行计算,完成了网格敏感性分析。采用类比浓度计算法与间隙湍流热流法对湍流交混系数进行计算。计算结果表... 为了提高核反应堆系统的经济性和安全性,本文采用CFD方法对棒束子通道间湍流交混效应进行研究。对子通道建模,选取SST k-ω模型进行计算,完成了网格敏感性分析。采用类比浓度计算法与间隙湍流热流法对湍流交混系数进行计算。计算结果表明:雷诺数较小时,单相湍流交混系数随雷诺数的增大而增大;当雷诺数达到一定值时,单相湍流交混系数近似为定值;采用类比浓度计算法与间隙湍流热流法计算所得的湍流交混系数无太大差别。本文拟合得到了适用于单相工况的湍流交混系数计算公式。 展开更多
关键词 数值模拟 子通道 湍流交混系数
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钠冷快堆分析程序ATHAS-LMR的子通道模型 被引量:9
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作者 陈选相 吴攀 单建强 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第6期695-700,共6页
以子通道模型和绕丝分布式阻力模型为基础,研发了液态金属快中子增殖堆热工水力子通道分析程序ATHAS-LMR,以对液态金属快中子增殖堆燃料组件中的热工水力现象进行分析。与国外知名实验和类似子通道分析程序比较,结果表明:ATHAS-LMR与实... 以子通道模型和绕丝分布式阻力模型为基础,研发了液态金属快中子增殖堆热工水力子通道分析程序ATHAS-LMR,以对液态金属快中子增殖堆燃料组件中的热工水力现象进行分析。与国外知名实验和类似子通道分析程序比较,结果表明:ATHAS-LMR与实验结果及其他子通道分析程序的结果相近,能够完成包括堵流工况的各种工况下液态金属快中子增殖堆组件的热工水力性能分析。 展开更多
关键词 ATHAS-LMR程序 子通道模型 绕丝分布式阻力模型 堵流事故
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反应堆三角形通道棒束间二次流动的数值研究
7
作者 蒋莉 沈孟育 《应用力学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 1997年第4期51-55,共5页
采用非线性K-ε湍流模式数值模拟三角形通道棒束中的二次流动,并考察其对流动和传热的影响。数值方法采用非正交曲线坐标系下求解控制方程的非交错网格方法。计算结果表明该模式能够较为有效地反映棒束中的二次流动,进一步分析表明... 采用非线性K-ε湍流模式数值模拟三角形通道棒束中的二次流动,并考察其对流动和传热的影响。数值方法采用非正交曲线坐标系下求解控制方程的非交错网格方法。计算结果表明该模式能够较为有效地反映棒束中的二次流动,进一步分析表明二次流动有利于改善棒束中的流动和传热特性。 展开更多
关键词 非线性 二次流 传热 反应堆 堆芯
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基于双区域模型的钠冷快堆组件子通道分析程序的开发与验证 被引量:3
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作者 吴宗芸 刘天才 吴明宇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第4期672-683,共12页
子通道分析程序是钠冷快堆堆芯热工水力设计和安全分析的重要工具。本文为计算和分析钠冷快堆组件在径向均匀与倾斜功率分布工况下的热工水力特性,利用双区域绕丝交混模型开发了一款适用于钠冷快堆组件分析的子通道程序SPLICA,并与FFM2A... 子通道分析程序是钠冷快堆堆芯热工水力设计和安全分析的重要工具。本文为计算和分析钠冷快堆组件在径向均匀与倾斜功率分布工况下的热工水力特性,利用双区域绕丝交混模型开发了一款适用于钠冷快堆组件分析的子通道程序SPLICA,并与FFM2A 19棒束实验数据与WARD 61棒束实验数据进行了对比验证。由于本文开发的子通道分析程序SPLICA使用了详细的绕丝交混模型,与经过二次开发后的COBRA程序的计算结果相比,对于FFM2A实验SPLICA程序计算得到的结果与实验结果符合得更好。这两个实验数据的验证结果证明了本文开发的子通道分析程序的准确性以及对高流量工况和低流量工况均具有良好的适用性。本程序能为钠冷快堆组件热工水力分析提供有效的设计和研究手段。 展开更多
关键词 双区域模型 子通道程序 反应堆热工水力 程序验证
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反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的研发 被引量:6
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作者 刘伟 白宁 +4 位作者 朱元兵 单建强 张博 苟军利 厉井钢 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2014年第1期59-66,共8页
介绍了具有自主知识产权的反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的物理模型和数值解法。利用ATHAS对西屋四环路压水堆进行全堆芯热工水力子通道分析,并与COBRA-EN和THERMIT-2的预测值进行对比,结果表明:ATHAS能够准确预测大型压水堆堆芯... 介绍了具有自主知识产权的反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的物理模型和数值解法。利用ATHAS对西屋四环路压水堆进行全堆芯热工水力子通道分析,并与COBRA-EN和THERMIT-2的预测值进行对比,结果表明:ATHAS能够准确预测大型压水堆堆芯内的热工水力参数分布。本文对ATHAS研发的思路和方法,对我国核电站热工水力软件自主化的设计开发具有借鉴意义。 展开更多
关键词 子通道程序ATHAS COBRA—EN THERMIT一2 物理模型 数值解法
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COBRA-TF 程序的特点 被引量:1
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作者 杨志林 李师新 徐明 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第3期233-237,共5页
COBRATF是一个采用多维两流体模型的反应堆热工水力分析程序。鉴于国内现有的COBRA版本多为COBRAⅣ,本文以这两个版本之间的差异为线索,着重介绍了COBRATF数学物理模型和数值方法上的特点。此外,本文... COBRATF是一个采用多维两流体模型的反应堆热工水力分析程序。鉴于国内现有的COBRA版本多为COBRAⅣ,本文以这两个版本之间的差异为线索,着重介绍了COBRATF数学物理模型和数值方法上的特点。此外,本文还对COBRATF的实际计算结果与标准实验的结果进行了分析比较。 展开更多
关键词 两流体 三流场模型 核电站 热工水力特性 程序
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低雷诺数绕丝组件摩擦阻力研究 被引量:1
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作者 杜语聪 丁常富 薛新强 《华北电力大学学报(自然科学版)》 CAS 北大核心 2021年第6期119-126,共8页
钠冷快堆在事故紧急停堆后,经过堆芯的一回路自然循环是堆芯燃料组件冷却的唯一途径,因此准确的预测自然循环条件下堆芯内钠流的流动和温度分布对钠冷快堆非能余热排出系统的设计具有重要意义。采用不同的绕丝棒束组件摩擦阻力计算关系... 钠冷快堆在事故紧急停堆后,经过堆芯的一回路自然循环是堆芯燃料组件冷却的唯一途径,因此准确的预测自然循环条件下堆芯内钠流的流动和温度分布对钠冷快堆非能余热排出系统的设计具有重要意义。采用不同的绕丝棒束组件摩擦阻力计算关系式,使用子通道分析方法,对37棒燃料组件内流动与传热进行了模拟,并将模拟结果与实验数据对比,发现子通道分析方法采用UCTD公式时有着较好的准确性,且随着流速的增大,钠流内的流动交混是不可忽视的。 展开更多
关键词 子通道分析 低雷诺数 自然循环 摩擦阻力计算关系式
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光棒束轴向交混特性的数值模拟研究
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作者 张晓阳 赵民富 +2 位作者 魏君翰 段明慧 许永旺 《中国核电》 2024年第2期210-217,共8页
为了准确预测燃料组件出口上游的临界状况,提高安全分析的可靠性,采用CFD方法对光棒束子通道间的流动交混进行研究。对光棒束建立模型,选取SST模型进行计算,完成网格敏感性分析,在额定工况下得到轴向不同位置的子通道温度分布。利用子... 为了准确预测燃料组件出口上游的临界状况,提高安全分析的可靠性,采用CFD方法对光棒束子通道间的流动交混进行研究。对光棒束建立模型,选取SST模型进行计算,完成网格敏感性分析,在额定工况下得到轴向不同位置的子通道温度分布。利用子通道分析程序与数值模拟数据相配合,共同确定光棒束轴向不同位置的交混系数。计算结果表明:如果将入口处的交混现象视为局部交混,可以发现当局部交混影响减弱,随着轴向长度的增加,交混系数呈现出逼近0的趋势;选取16个中心通道和选取全部子通道计算所得的轴向交混系数无太大差别;入口处的交混是由于热边界层发展造成的,并非是由于入口处流量分配造成。 展开更多
关键词 数值模拟 轴向交混系数 子通道分析程序
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燃料组件精细化定位格架模型开发及评价 被引量:2
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作者 刘伟 刘扬 +6 位作者 李捷 彭诗念 江光明 刘余 杜思佳 邱志方 邓坚 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第4期197-202,共6页
为提高燃料组件子通道内两相局部参数预测的准确性,本文基于分布式阻力方法建立精细化定位格架模型,选用合适的摩擦阻力表达式,对格架上的交混翼进行精细化建模,采用Carlucci湍流交混模型计算湍流交混速率,引入阻塞因子计算由定位格架... 为提高燃料组件子通道内两相局部参数预测的准确性,本文基于分布式阻力方法建立精细化定位格架模型,选用合适的摩擦阻力表达式,对格架上的交混翼进行精细化建模,采用Carlucci湍流交混模型计算湍流交混速率,引入阻塞因子计算由定位格架引起的湍流交混效应,并将建立的精细化定位格架模型植入子通道分析程序(ATHAS),对压水堆子通道和棒束实验(PSBT)基准题进行计算分析。结果表明,本文开发的精细化定位格架模型能够提高燃料组件子通道内空泡份额和温度分布的预测准确性,为棒束通道流场、焓场计算和临界热流密度(CHF)预测奠定了基础。 展开更多
关键词 燃料组件 格架模型 湍流交混 子通道分析
原文传递
CSR1000带肋子通道程序验证及分析
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作者 臧金光 杜代全 +3 位作者 闫晓 黄善仿 黄彦平 于俊崇 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第6期26-30,共5页
超临界水冷堆燃料组件多采用绕肋进行自定位,绕肋对于组件热工水力特性的影响较为复杂。在超临界子通道程序ATHAS的基础上改进绕肋处理模块,并基于计算流体力学(CFD)工具对绕肋模型进行验证。改进后的子通道分析程序整体上能够反映出不... 超临界水冷堆燃料组件多采用绕肋进行自定位,绕肋对于组件热工水力特性的影响较为复杂。在超临界子通道程序ATHAS的基础上改进绕肋处理模块,并基于计算流体力学(CFD)工具对绕肋模型进行验证。改进后的子通道分析程序整体上能够反映出不同通道的变化趋势,对绕肋的几何参数变化也能做出较为合理的响应,证明绕肋模型正确;但在部分通道的预测上仍需要进一步改进。 展开更多
关键词 超临界 子通道 绕肋 分布式阻力模型
原文传递
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