反应堆冷却剂系统接管内射流的流动可视化

作     者：杨胜 罗毓珊 王海军 陈听宽 毛庆 张毅雄 YANG Sheng;LUO Yu-shan;WANG Hai-jun;CHEN Ting-kuan;MAO Qing;ZHANG Yi-xiong

作者机构：西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041 

基　　金：教育部博士点基金(No.2003069014) 国家自然科学基金资助项目(No.10505017) 国家自然科学专项基金(No.50323001) 

出 版 物：《动力工程》 (Power Engineering)

年 卷 期：2007年第27卷第2期

页      码：223-226页

摘      要：对CNP1000核反应堆冷却剂安全注入接管内射流的流动特性进行了可视化研究。在相同的流速比下,流型和射流穿透深度、影响区域基本相同;随着流速比的增加,射流穿透深度增大,偏斜减小,沿主管管壁流体减少。结果对于后续的传热试验热测点布置具有重要的指导意义。传热试验结果对反应堆安全注入接管的结构疲劳分析提供相关数据,并为反应堆结构设计提供依据。

主 题 词：工程热物理 流动可视化 射流 流速比 穿透深度 

学科分类：08[工学] 082701[082701] 0827[工学-食品科学与工程类] 

核心收录：

D　O　I：10.3321/j.issn:1000-6761.2007.02.016

馆 藏 号：203486252...