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严重事故下堆内晚期进程的堆芯熔融物行为与现象对三代核电广泛采用的熔融物堆内滞留(IVR)技术有决定性影响,但由于其复杂性,对于......
多孔介质内冷却水的两相流动压降特性对熔融物碎片床的可冷却性分析有重要影响.本文基于ANSYS Fluent,采用用户定义函数(UDF)开发......
为精确地分析钠冷快堆碎片床在沸腾、干涸和通道干涸阶段的冷却性能以及温度分布,同时提高计算效率,基于COMMEN程序和DEBRIS-HT程......
压水堆核电站发生破口失水事故时由于水蒸气喷射作用会产生碎片,在长期堆芯冷却再循环阶段,碎片会随着冷却剂传送到安全壳地坑,部......
为了降低核电站严重事故中碎片床冷却性分析的不确定性,采用2个尺寸范围的砂石颗粒模拟构建碎片床,并进行了单相与两相流动实验.基......
为研究压水堆核电厂失水事故(LOCA)后杂质在堆芯燃料组件内的沉积现象及压头损失,本试验搭建相应台架,分析了极限工况下碎片在组件......
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