检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2003年第S2期24卷 92-96页

作者：彭常宏吴埃敏郭贇贾斗南秋穗正苏光辉聂常华西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室中国核动力研究设计院空泡物理自然循环国家级重点实验室

在间隙为1.5mm的垂直环形窄缝通道内,通过内外管双面通电来加热流体,进行环形窄缝内单相液体传热和压降的研究。通过实验得出,内管和外管的Nu数准则式,双面加热时,内管对外管、外管对内管传热的影响,单相压降计算公式以及传热和流动的... 详细信息

在间隙为1.5mm的垂直环形窄缝通道内,通过内外管双面通电来加热流体,进行环形窄缝内单相液体传热和压降的研究。通过实验得出,内管和外管的Nu数准则式,双面加热时,内管对外管、外管对内管传热的影响,单相压降计算公式以及传热和流动的联系。

关键词：环形窄缝单相传热单相压降

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

环形管环状流临界热负荷解析模型

引用

工程热物理学报 2003年第2期24卷 251-254页

作者：白博峰黄蓉郭烈锦肖泽军西安交通大学多相流国家重点实验实陕西西安710049 中国核动力研究设计院空泡物理和自然循环国防科技重点实验室四川成都610041

根据环形管内流动与传热的特点,重新定义了环形管的水力直径和热周直径,基于圆管环状流CHF解析模型,得到了环形管内环状流临界热负荷解析模型。该模型可以预测环形管内沸腾两相流环状流时在不同加热方式下发生的临界热负荷,加热方式包... 详细信息

根据环形管内流动与传热的特点,重新定义了环形管的水力直径和热周直径,基于圆管环状流CHF解析模型,得到了环形管内环状流临界热负荷解析模型。该模型可以预测环形管内沸腾两相流环状流时在不同加热方式下发生的临界热负荷,加热方式包括有内侧加热、外侧加热、两侧同时加热等。数值预测结果与文献数据比较表明本文的解析模型在P=***,G=198-3789.5 kgm-2s-1,xc=0.068-0.855,L/Dhe=19.3-539.5范围内预测良好。

关键词：环形管环状流临界热负荷临界热流密度 CHF解析模型

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

矩形通道间隙尺寸对临界热流密度的影响

矩形通道间隙尺寸对临界热流密度的影响

引用

中国核学会第八届全国反应堆热工流体会议

作者：胡军赵华蒋序伦卢冬华陈军中国核动力研究设计院空泡物理和自然循环国家级重点实验室(成都)

在10.0MPa条件下,本文对矩形通道间隙尺寸分别为2.7mm和2.5mm的实验段进行临界热流密度实验,研究发现,两种间隙实验段的临界热流密度无明显差别.

关键词：矩形通道临界热流密度换热设备传热压水堆

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

窄缝通道内支撑柱对传热性能的影响

窄缝通道内支撑柱对传热性能的影响

引用

中国核学会第八届全国反应堆热工流体会议

作者：王小军黄彦平熊万玉白雪松中国核动力研究设计院空泡物理和自然循环国家级重点实验室(四川成都)

本文将计算流体动力学(CFD)方法应用于窄缝通道内支撑柱对传热性能的影响分析.用CFX程序数值模拟有支撑柱和无支撑柱两种情况下窄缝通道内的冷却剂流动,通过比较相同热流密度工况下加热壁面出口附近相应峰值点温度来分析支撑柱对通道内... 详细信息

本文将计算流体动力学(CFD)方法应用于窄缝通道内支撑柱对传热性能的影响分析.用CFX程序数值模拟有支撑柱和无支撑柱两种情况下窄缝通道内的冷却剂流动,通过比较相同热流密度工况下加热壁面出口附近相应峰值点温度来分析支撑柱对通道内冷却剂冷却能力的影响.结果表明:支撑柱对该通道的临界热流密度(CHF)产生的影响较小,可以在实验中采用.

关键词：窄缝通道支撑柱 CFD 上升流下降流 CHF

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

位差对系统自然循环能力的影响实验研究

引用

核动力工程 2002年第4期23卷 25-28页

作者：王飞彭新建杨祖毛黄彦平中国核动力研究设计院空泡物理和自然循环国家级重点实验室成都610041

在高温高压热工实验装置上进行了加热段与换热器间三种位差(1.5m、2.0m、2.5m)条件下的单相稳态自然循环能力实验。实验结果表明,在系统总阻力系数和加热段进出口温差确定的条件下,随着加热段和换热器间位差的增大,系统自然循环能力明... 详细信息

在高温高压热工实验装置上进行了加热段与换热器间三种位差(1.5m、2.0m、2.5m)条件下的单相稳态自然循环能力实验。实验结果表明,在系统总阻力系数和加热段进出口温差确定的条件下,随着加热段和换热器间位差的增大,系统自然循环能力明显提高。

关键词：核动力装置位差自然循环能力热工水力实验装置

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

多管平行通道流动不稳定性类型试验研究

引用

核科学与工程 2002年第4期22卷 289-295页

作者：黄彦平马介亮肖泽军张兴武赵俭西安交通大学核能与热能工程系 710049 中国核动力研究设计院空泡物理和自然循环国家级重点实验室 610041

针对由 7根双层套管单管组成的多管平行通道流动不稳定性试验段 ,进行了流动不稳定性类型试验 ,结果表明 ,试验段的管间脉动主要表现为密度波脉动、不规则脉动和热力型脉动 3类 ,与单通道流动不稳定性、两管平行通道管间脉动。

关键词：多管平行通道试验研究流动不稳定性双面传热管反应堆热工水力学

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：

通借通还

建议与咨询 留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案： 新增检索档案 确定 取消

请选择收藏分类： 新增自定义分类 确定 取消

通借通还

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：