共查询到17条相似文献,搜索用时 93 毫秒
1.
2.
3.
基于两流体六方程的热工水力系统程序在计算蒸汽即将从控制体中消失或水即将充满控制体工况时,由于空泡份额较小的两相混合物和纯液相之间可压缩性的不连续变化以及离散动量方程的离散方法,可能会出现虚拟的压力峰值,即数值水锤现象。本文以热工水力系统分析程序RELAP5为参考对数值水锤问题的缓解方案进行了分析研究,给出了详细的检测逻辑以及修正方案,并应用于普赖尔管问题和冷凝实验工况的计算分析。结果显示,数值水锤缓解方案的启用能够缓解两流体程序中针对该类问题由于数值方法带来的压力瞬态效应,从而能够明显地降低压力峰值,避免了严重扭曲瞬态解的出现。数值水锤缓解方案减缓这一虚拟压力峰值,有利于提高程序计算的稳定性;针对该问题此方法可为同类型系统程序的开发及模型优化提供参考。 相似文献
4.
5.
6.
7.
本文在基于一维特征线法(MOC)的传统的压力波传播的数学模型中补充和完善了钠腔-气腔外边界模型,同时采用了气泡离散模型模拟低压液柱分离形成的蒸汽穴的生成与溃灭。在此基础上编制了专用程序WHA,利用该程序对快堆实验钠回路中由于阀门的快速开启与关闭引起的压力波的传播进行了分析计算,计算结果的合理性表明了包括钠腔-气腔在内的水锤压力波传播的数学模型的有效性和程序计算的可行性。 相似文献
8.
9.
核反应堆冷却剂循环泵全流道三维数值模拟及性能预估 总被引:1,自引:1,他引:0
为实现核反应堆冷却剂循环泵(核主泵)的设计自主化及制造国产化,通过CFD数值模拟软件FLUENT,应用RNGk-ε湍流模型及SIMPLE算法对某核主泵进行全流道三维数值模拟,获得了在不同工况下的叶轮内部流动情况,分析了压力和速度分布规律,并进行了性能预估。结果表明,稳态工况下叶片的工作面与背面的压力分布与速度分布合理;泵段压力总体上由进口端至出水端呈递增趋势且在叶轮段出现最大值;在设计工况点得到了较为理想的泵效率与扬程值;随着流量的增加,核主泵的轴功率也逐步增加。模拟结果有助于认识核主泵在运转状态下的内部流场变化情况,为核主泵的国产化前期探索和理论研究提供支持。 相似文献
10.
对爆推靶进行了一维和二维流体力学数值模拟研究以及氖的K线特征线数值模拟研究。研究结果表明,二路激光对打爆推靶出中子实验结果定量上符合得较好,数值计算结果与实验结果比较,各物理量也不同程度地符合。所得结果对实验设计以及实验结果的分析均有重要的参考价值。 相似文献
11.
研究了对核能系统火灾安全具有重要意义的核动力装置安全壳内氢气的扩散传播过程,采用圆柱坐标下的三维非稳态数学模型研究了含阻挡物的半圆柱体密闭壳体下部氢气在浮力作用下的运动过程。 相似文献
12.
13.
14.
快中子脉冲反应堆爆发脉冲时堆体应力分布的数值模拟 总被引:1,自引:0,他引:1
为分析爆发脉冲时堆体构件的应力响应,建立了基于中国第二号快中子脉冲堆(CFBR-Ⅱ堆)的一个二维模型。采用M.C(蒙特卡洛)方法计算了模型的相对中子注量分布,推导了代替动力学方程的热加载关系式,并将计算得到的中子注量分布与实测结果引入热加载关系式中,用有限元程序计算了已知热加载情况下的几种构件的应力分布。分析认为,由于该方法能准确描述模型的几何结构.并且计算中引入了实测结果,因此,对于结构复杂的模型其计算结果应比通常采用的耦合计算方法更为合理。 相似文献
15.
对冷却流体在球床模块堆内燃料颗粒填充区域中的流动和传热过程进行了研究.数值模拟突然停堆后燃料颗粒区在温差作用下的自然对流过程,分析了瑞利数Ra对燃料填充区域内流场、温度场和局部努塞尔数Nu以及壁面摩擦阻力系数的影响.计算结果表明:当球床模块堆突然停堆时燃料填充区域可形成加热壁面流体上升流动、冷却壁面下降流动的自然循环流动;随着Ra数增大,回流中心向上移动;沿轴向壁面局部Nusselt数和摩擦阻力系数存在极值,并且极值点随Ra数增大而向上移动;与氮气相比,氦气作为冷却介质停堆后具有更均匀的堆芯轴向温度分布. 相似文献
16.
管道流体瞬态—水汽锤计算原理 总被引:1,自引:0,他引:1
文中介绍了核电站管道中流体瞬态——水汽锤的计算原理;既适用于液体介质的水锤计算,也适用于可压汽体的汽锤计算.对于一些典型管道部件的处理方法,文中也作了讨论。 相似文献