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摘要:
针对900 MW压水堆,建立了堆芯稳态热工分析模型.采用COBRA-IV进行堆芯稳态热工水力计算分析.获得堆芯燃料元件温度,堆芯冷却剂流量分配及温度和堆芯各通道偏离泡核沸腾比(DN-BR).结果表明:堆芯冷却剂出口最高温度达338.2℃;堆芯燃料最高温度达1 350℃;所有通道燃料包壳外表面温度和燃料芯块的最大值都出现在堆芯中心偏上的位置;堆芯进口附近的偏离泡核沸腾比要远高于堆芯出口附近,且最小DNBR值出现在堆芯中心附近.
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文献信息
篇名 900MW压水堆稳态热工水力特性数值研究
来源期刊 郑州大学学报(工学版) 学科 工学
关键词 核反应堆 子通道分析 堆芯传热 热工水力
年,卷(期) 2015,(1) 所属期刊栏目 化工与材料工程
研究方向 页码范围 45-48,53
页数 5页 分类号 TL331
字数 2984字 语种 中文
DOI 10.3969/j.issn.1671-6833.2015.01.011
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 王为术 华北水利水电大学热能工程研究中心 105 456 12.0 17.0
2 徐维晖 华北水利水电大学热能工程研究中心 33 219 8.0 14.0
3 梁诚胜 华北水利水电大学热能工程研究中心 4 16 2.0 4.0
5 郭会军 华北水利水电大学热能工程研究中心 3 2 1.0 1.0
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研究主题发展历程
节点文献
核反应堆
子通道分析
堆芯传热
热工水力
研究起点
研究来源
研究分支
研究去脉
引文网络交叉学科
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期刊影响力
郑州大学学报(工学版)
双月刊
1671-6833
41-1339/T
大16开
河南省郑州市科学大道100号
36-232
1980
chi
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3118
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