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摘要:
为了提高核电安全壳固有的安全性,设计了一种使用分离式热管的核电站安全壳非能动冷却系统.采用计算流体力学(CFD)方法对内径为80 mm的大型分离式热管蒸发段的流动沸腾行为进行了模拟,两相流模拟采用流体体积函数(VOF)模型,得到了蒸发段管内流体的流型以及不同因素对蒸发段管内传热的影响.结果表明:不同倾角布置情况下管内流型不同;外部对流传热系数与外部流体温度是影响传热系数的主要因素,总质量流量对传热系数影响不大,蒸发段倾角对换热效果有一定的影响;分离式热管蒸发段采取50°~80°倾角布置时,换热效果较好.
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微通道
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充液率
内容分析
关键词云
关键词热度
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文献信息
篇名 核电安全壳中分离式热管蒸发段流动沸腾模拟
来源期刊 动力工程学报 学科 工学
关键词 安全壳 分离式热管 蒸发段 沸腾传热 数值模拟
年,卷(期) 2018,(11) 所属期刊栏目 核电技术
研究方向 页码范围 941-948
页数 8页 分类号 TL364
字数 5299字 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 涂善东 华东理工大学机械与动力工程学院 224 2191 25.0 36.0
2 虞斌 南京工业大学机械与动力工程学院 52 132 6.0 9.0
3 孙海彤 南京工业大学机械与动力工程学院 4 2 1.0 1.0
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研究主题发展历程
节点文献
安全壳
分离式热管
蒸发段
沸腾传热
数值模拟
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研究来源
研究分支
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动力工程学报
月刊
1674-7607
31-2041/TK
大16开
上海市闵行剑川路1115号
4-301
1981
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