原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
骤冷前沿推进是失水事故后再淹没过程中堆芯冷却速率的重要标志,先驱冷却传热对骤冷前沿的推进起到关键作用,对先驱冷却传热特性的研究十分必要.本文通过数值求解二维非稳态导热方程获得先驱冷却传热系数,并基于环形通道内底部再淹没实验数据,分析先驱冷却传热系数受初始壁温、入口温度和入口质量流速等参数的影响规律.研究结果表明,初始壁温对先驱冷却传热系数的影响不显著,先驱冷却传热系数随入口质量流速的增加而明显增加,随与骤冷前沿距离的增加而减小,基于实验数据得到本参数范围内先驱冷却传热关系式.
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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 环形通道内再淹没过程先驱冷却传热特性研究
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 再淹没 先驱冷却 传热特性
年,卷(期) 2018,(4) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 617-621
页数 5页 分类号 TK124
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2017.youxian.0489
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 黄军 22 86 6.0 8.0
2 昝元锋 33 3 1.0 1.0
3 王均 9 45 2.0 6.0
4 王金宇 5 2 1.0 1.0
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研究主题发展历程
节点文献
再淹没
先驱冷却
传热特性
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
原子能科学技术
月刊
1000-6931
11-2044/TL
大16开
北京275信箱65分箱
1959-01-01
中文
出版文献量(篇)
7198
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27955
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