事故工况下的热工水力行为是安全分析的核心内容。以失水事故(LOCA)为例,冷却剂泄漏导致压力下降,堆芯热量无法及时导出可能引发燃料熔化。应急冷却系统需在极短时间内注入冷却水,但骤冷过程可能使高温燃料棒发生脆性断裂。此类场景的模拟需要耦合热工水力与结构力学模型,分析温度-应力-变形的连锁效应。福岛事故后,针对极端...
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热工水力计算 热工水力计算方法示例:以简单的管道流量计算为例。 一、已知管道内径(d)、流体流速(v),求流量(Q)的计算方法 1.解答过程 -首先,根据圆的面积公式(A = pi(frac{d}{2})^2)(其中(A)为管道横截面积,(d)为管道内径)。 -然后,流量(Q)的计算公式为(Q = Atimes v)。 -例如,若管道内径(d...
核反应堆热工水力学—堆芯稳态热工水力设计.ppt,2.热通道的CHFR(或DNBR)沿轴向分布 算得了热通道内冷却剂的质量流密度和焓的分布之后,就可按式(6-1)计算热通道内CHFR的分布。燃料元件释热沿轴向分布不均匀(该分布近似于余弦状),而冷却剂比焓又沿轴向逐渐升高,由
1.1热工水力分析的目的和任务 ①分析燃料元件内的温度分布 ②分析冷却剂的流动和传热特性 ③预测在各种工况下反应堆的各种热力参数 ④分析各种工况下压力、温度、流量等温度参数随时间变化的过程 ⑤分析事故工况下压力、温度、流量等温度参数随时间变化的过程 第二章堆芯材料和热源分布 2.1堆芯材料的选择理由 ⑴核燃料...
中国先进研究堆(carr)热工水力初步设计 中国先进研究堆热工水力设计是确保反应堆安全高效运行的核心环节。设计初期需明确堆芯结构、冷却剂循环方式、热传递效率等关键参数，结合实验数据与模拟计算，平衡性能与安全需求，为后续详细设计打下基础。堆芯结构设计直接影响热工水力性能。堆芯采用紧凑型燃料组件排列，燃料板间距...
中韩核反应堆热工水力研讨会(WORTH)于2001年由两国共同协商创办,两年一届,由中方和韩方交替主办,是核反应堆热工水力学及严重事故等领域重要的高水平国际会议之一。目前WORTH已经成功举办十届会议,第十一届中韩核反应堆热工水力研讨会(WORTH-11)将于...
压水堆核电厂地热工水力系统由多个环节组成，主要包括主冷却系统、蒸汽发生器、蒸汽输送管道等。这些系统的设计，必须确保在核反应堆运行过程中能够高效地将产生的热量传递到蒸汽发生器通过蒸汽驱动发电机产生电能。设计准则要求一：主冷却系统的安全性与可靠性 主冷却系统是核电厂热工水力系统中得关键部分。它得设计需要...
反应堆热工水力实验 通过实验,研究反应堆运行及事故过程中出现的传热和流体动力学现象,建立和发展描述反应堆内流动传热物理过程的数学模型,确定换热基本关系式和经验常数,校核和改进反应堆热工设计和安全分析的数值模拟程序,对程序做出广泛全面系统的评价,提高程序分析的可信度。
ASYST-D 热工水力分析系统 系统概述 ASYST-D是反应堆系统在事故工况下的热工水力瞬态行为的估算程序,具备核动力系统正常运行、事故状态下系统响应特性计算分析等功能。ASYST-D功能的应用涵盖了整个轻水堆系统的瞬态分析,比如失水事故(LOCA),未能紧急停堆的预计瞬态(ATWS),以及操作瞬态如给水丧失,失去场外电源,全厂断电...