铅铋快堆堵流事故工况下组件内流动传热数值模拟的任务书.docx
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铅铋快堆堵流事故工况下组件内流动传热数值模拟的任务书.docx
铅铋快堆堵流事故工况下组件内流动传热数值模拟的任务书任务书:铅铋快堆堵流事故工况下组件内流动传热数值模拟1.背景介绍铅铋快堆堵流事故是一种可能发生在液态金属快堆中的严重事故,其原因一般是由于系统中的管道、泵等设备发生故障,导致铅铋冷却剂流动受阻,进而引发堆芯过热、烧蚀等问题。在此类事故中,液态金属很可能从管道、设备中溢出,形成池沸腾,从而对冷却剂循环和传热产生较大影响,严重威胁核电站的安全性。为了预测和控制铅铋快堆堵流事故中组件内流动传热的行为,进行数值模拟已成为一种重要方法。通过数值模拟,可以分析液态金
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铅铋冷却快堆单盒组件堵流事故分析研究引言铅铋冷却快堆单盒组件是一种新型的核反应堆结构,相对于传统的水冷反应堆具有更高的热效率和更小的结构体积。但是,由于其较高的工作温度和复杂的冷却系统,可能存在着不同于常规水冷反应堆的堵流等意外事故。本文通过对铅铋冷却快堆单盒组件堵流事故进行分析和研究,探讨如何确保安全稳定地运行这种新型的核反应堆。堵流事故的形成铅铋冷却快堆单盒组件采用复杂的钢结构、管道和冷却系统,这些管道系统会受到热膨胀、压力波、振动等影响而形成变形、疲劳和裂纹等病变,从而导致管道系统的失效甚至堵流。另
钠冷快堆绕丝组件数值模拟优化及其在堵流工况中的应用的任务书.docx
钠冷快堆绕丝组件数值模拟优化及其在堵流工况中的应用的任务书任务书题目:钠冷快堆绕丝组件数值模拟优化及其在堵流工况中的应用一、任务背景钠冷快堆是一种新型的核反应堆,具有高功率密度、高热效率、长寿命和较高的核燃料利用率等优点。钠冷快堆的核燃料是以金属钚为主的化学复合物,经过高温燃烧产生核反应和热能输出,同时也存在着传热失稳和堵流等安全风险。其中,堵流是指在某些部位积聚的液态金属导致流动阻力增大,导致热交换效率下降、热应力增大、热量分布不均等问题,从而影响反应堆的稳定运行。为了解决这一问题,需要对钠冷快堆的流动
铅铋快堆燃料组件热工水力学数值模拟研究.docx
铅铋快堆燃料组件热工水力学数值模拟研究铅铋快堆燃料组件热工水力学数值模拟研究摘要:铅铋快堆燃料组件的热工水力学数值模拟研究,是铅铋快堆技术中一个重要的方面。本文综述了铅铋快堆燃料组件的热工水力学特性和数值模拟方法,并针对其中的关键问题进行了深入探讨。结果表明,热工水力学数值模拟是研究铅铋快堆燃料组件性能的有效手段,能够揭示其内部流动和传热的规律,并为优化设计和安全评估提供依据。1.引言铅铋快堆技术是一种新型的核能利用技术,具有高效率、低成本、安全可靠等优点。铅铋快堆燃料组件作为其中的核心组件之一,其热工水
钠冷快堆绕丝组件数值模拟优化及其在堵流工况中的应用的开题报告.docx
钠冷快堆绕丝组件数值模拟优化及其在堵流工况中的应用的开题报告一、选题的背景和意义钠冷快堆是核辐射工程中的重要一环,而绕丝组件则是钠冷快堆中的重要部件。绕丝组件的结构复杂,对于性能和流动特性的要求较高,对其进行数值模拟优化是保证其正常运行的关键。同时,在堵流工况中的应用也是关键问题之一,因为在堵流工况下,绕丝组件面临着较高的压力和流量的冲击,因此需要对其进行相应的优化设计,以确保其稳定运行。因此,本文选择了钠冷快堆绕丝组件数值模拟优化及其在堵流工况中的应用作为研究方向。二、研究内容和方法(一)研究内容本文主