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本文针对超临界压力水在竖直上升管内的传热工况,广泛搜集公开文献中的实验数据,建立并整理了宽范围实验数据库;引入两组无量纲数表征超临界流体强烈物性变化及其次级效应对传热的影响,基于无量纲数敏感性分析与多重共线性评估,采用主成分分析回归建立了两种形式的宽范围换热关联式;对两个关联式进行评价,并与其他关联式进行比较,这两个关联式在适用范围、误差大小和准确度方面均优于其他关联式。 相似文献
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大破口失水事故(LBLOCA)是决定核电站运行功率的设计基准事故之一,本文利用最佳估算系统分析程序RELAP5/MOD3,通过修改其相关模型或关系式,结合有关分离效应与整体效应试验数据验证,形成满足10CFR50附录K中保守评价模型要求的LOCA分析工具——先进程序+保守评价模型程序及分析方法。在此工具与方法开发基础上,对300MW压水堆核电站进行了一回路冷管段双端剪切断裂LBLOCA计算分析,计算的包壳峰值温度(PCT)与应急堆芯冷却系统(ECCS)验收准则及相应最终安全分析报告对比表明:应用该工具与分析方法,可望获得进一步的PCT裕量。 相似文献
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非能动安全系统可靠性的分析是广泛采用非能动设计的新一代核电厂概率安全评价(PSA)的重要内容,其量化分析需根据非能动安全系统可靠性评估对象,确定影响系统运行的关键参数,结合事件序列对非能动系统进行研究。本文以AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)设计阶段的可靠性研究为例,结合丧失主给水事故,根据燃料包壳完整性以及系统稳定性的功能准则,确定影响PRHRS的关键参数和设计参数。采用拉丁超立方抽样(LHS)确定输入参数组合,运用RELAP5/MOD3程序进行不确定性传递计算,进行关键参数对系统功能敏感性评价与确认,进行系统功能可靠性分析,为AP1000概率安全评价提供PRHRS可靠性估计。 相似文献
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分析了钠冷快堆(SFR)液体悬浮式非能动停堆组件(PSS)移动体在下落过程中所受水力阻力及其计算方法。根据PSS内部流体网络,对移动体悬浮及下落过程中的流量分配和水力阻力分布进行了分析和建模,使用准稳态结合瞬态修正的方法对移动体运动过程进行了计算。分析了移动体在无保护失流条件下下落运动的时程。结果表明:移动体在下落过程中的速度和加速度逐渐增大、所受水力阻力减小;移动体下落0.588 m的时间为6.68 s。移动体下落时间的计算结果满足初步设计要求,可作为分析计算PSS落棒时间的参考。 相似文献
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