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环形通道内再淹没过程先驱冷却传热特性研究
环形通道内再淹没过程先驱冷却传热特性研究
作者:
昝元锋
王均
王金宇
黄军
原文服务方:
原子能科学技术
再淹没
先驱冷却
传热特性
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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液态金属钠
环形通道
沸腾
传热系数
内容分析
文献信息
版权信息
引文网络
相关学者/机构
相关基金
期刊文献
内容分析
关键词云
关键词热度
相关文献总数
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(/年)
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
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1
黄军
22
86
6.0
8.0
2
昝元锋
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3
王均
9
45
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6.0
4
王金宇
5
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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
主办单位:
中国原子能科学研究院
出版周期:
月刊
ISSN:
1000-6931
CN:
11-2044/TL
开本:
大16开
出版地:
北京275信箱65分箱
邮发代号:
创刊时间:
1959-01-01
语种:
中文
出版文献量(篇)
7198
总下载数(次)
0
总被引数(次)
27955
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