作者:
原文服务方: 核动力工程       
摘要:
选取了7种最为广泛应用的超临界水换热关系式,计算分析了超临界水冷堆设计工况下堆芯的传热能力.结果表明,采用不同的公式计算出的平均管出口壁温最大相差27℃.采用KOshizuka-Oka公式,热管流量与平均管相同就可满足壁温安全限值;采用Jackson公式,热管流量需比平均管高18%;采用Krasnoshchekov公式,热管流量则需比平均管高40%才能满足壁温安全限值.这说明,采用不同的换热公式会严重地影响堆芯的设计.在超临界水冷堆的设计条件下浮力对传热的影响可以忽略.
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内容分析
关键词云
关键词热度
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文献信息
篇名 超临界水冷堆堆芯传热特性分析
来源期刊 核动力工程 学科
关键词 超临界水冷堆 传热特性 堆芯
年,卷(期) 2008,(2) 所属期刊栏目 热工与水力
研究方向 页码范围 1-4,10
页数 5页 分类号 TL331:TL364
字数 语种 中文
DOI
五维指标
作者信息
序号 姓名 单位 发文数 被引次数 H指数 G指数
1 王岩 清华大学核能与新能源技术研究院 55 389 11.0 18.0
2 解衡 清华大学核能与新能源技术研究院 28 136 4.0 11.0
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研究主题发展历程
节点文献
超临界水冷堆
传热特性
堆芯
研究起点
研究来源
研究分支
研究去脉
引文网络交叉学科
相关学者/机构
期刊影响力
核动力工程
双月刊
0258-0926
51-1158/TL
大16开
1980-01-01
chi
出版文献量(篇)
4821
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总被引数(次)
19304
论文1v1指导