AP1000非能动安全壳冷却系统热工水力性能分析.docx
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AP1000非能动安全壳冷却系统热工水力性能分析AP1000非能动安全壳冷却系统热工水力性能分析引言:AP1000是美国西屋公司开发的第三代压水堆核电站设计,其非能动安全壳冷却系统是核电站的重要组成部分。对该系统的热工水力性能进行分析有助于提高核电站的安全性和运行效率。本论文将对AP1000非能动安全壳冷却系统的热工水力性能进行详细分析。一、AP1000非能动安全壳冷却系统的结构和工作原理AP1000非能动安全壳冷却系统由主动蒸汽源、被动蒸汽源、耐火材料壳体和被动冷却系统组成。主动蒸汽源包括冷却塔和循环泵
AP1000非能动安全壳冷却系统热工水力性能分析的开题报告.docx
AP1000非能动安全壳冷却系统热工水力性能分析的开题报告开题报告题目:AP1000非能动安全壳冷却系统热工水力性能分析一、研究背景AP1000是一种先进的核电站建设技术,它采用了非能动安全壳冷却系统。该系统具有减少事故发生概率、储存热量的优点,并且不需要额外的能量输入。因此,研究AP1000非能动安全壳冷却系统的热工水力性能,对于优化核电站的安全性和效率具有重要意义。二、研究内容和方法1.研究内容:本文主要是通过理论分析和CFD数值模拟的方法,探究AP1000非能动安全壳冷却系统的热工水力性能。2.研究
IPWRs非能动余热排出系统热工水力特性分析.docx
IPWRs非能动余热排出系统热工水力特性分析摘要IPWRs(间歇式压水堆反应堆)是一种新型反应堆,其余热排出系统十分重要。为了研究IPWRs非能动余热排出系统热工水力特性,本文采用数值模拟方法对其进行了深入研究。通过建立三维模型和计算流体力学模型,在不同的工况条件下对系统进行了仿真,分析了系统的热工水力特性。本文的研究成果可为IPWRs的设计和运行提供重要参考。关键词:IPWRs,非能动余热排出系统,热工水力特性,数值模拟AbstractIPWRs(IntermittentPressurizedWater
AP1000非能动安全壳冷却系统整合确定论与概率论安全分析的中期报告.docx
AP1000非能动安全壳冷却系统整合确定论与概率论安全分析的中期报告AP1000是一种先进的核电站设计,其非能动安全壳是防止辐射物质泄漏的重要保护措施。为了确保非能动安全壳的冷却系统安全可靠,需要对其进行整合确定论和概率论安全分析。本中期报告将围绕AP1000非能动安全壳冷却系统的整合确定论和概率论安全分析展开。一、整合确定论安全分析整合确定论安全分析是一种基于数学模型和工程经验的方法,通过对系统的结构和组成部分进行分析,确定系统在各种工作状态下的安全性能。对于AP1000非能动安全壳冷却系统,可以采用以
非能动安全壳冷却系统外侧辐射换热与自然对流研究.pdf
第47卷第11期原子能科学技术.47,.11VolNo2013年11月.2013AtomicEnergyScienceandTechnologyNov非能动安全壳冷却系统外侧辐射换热与自然对流研究郭建娣1,韩伟实2(1.苏州热工研究院有限公司,江苏苏州215004;2.哈尔滨工程大学核科学与技术学院,黑龙江哈尔滨150001)摘要:本文建立了1∶10的二维钢制安全壳外侧辐射换热和自然对流模型,并用先进流体计算软件对流场进行计算,得到了完整流道下的速度流场、钢制安全壳上封头顶部的空气速度矢量图,并Fluen