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体热源沸腾池的建模及其验证

作者:石晓波; 罗锐; 王洲沸腾热源验证建模局部传热系数平均传热系数半经验模型系统失效保护系统主要成分液态燃料空泡份额速度模型模拟计算计算结果uo2液态钢实验关系式温度场单组分事故包裹固化熔融混合

摘要:在事故保护系统和自动停堆系统失效的假设下,快堆中一大类事故可能会发展到熔融池和沸腾池阶段,此阶段的特征是:液态钢和液态燃料为池内主要成分,以燃料的裂变热为体热源,整个池子被附着在冷壁面上的UO2固化壳包裹,当其中钢的温度超过沸点时,便开始沸腾.建立了一个半经验模型来描述体热源沸腾池的行为.模型中,用漂移速度模型来预测空泡份额分布,用修正后的Greene关系式计算平均传热系数并在此基础上根据实验结果确定局部传热系数,用焓方法求解包裹沸腾池的固化壳的温度场及厚度.对SCARABEE BF2实验(单组分UO2沸腾池)及BE+2(UO2-钢混合沸腾池)进行了模拟计算,计算结果与实验结果基本吻合.

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核科学与工程

《核科学与工程》(CN:11-1861/TL)是一本有较高学术价值的大型双月刊,自创刊以来,选题新奇而不失报道广度,服务大众而不失理论高度。颇受业界和广大读者的关注和好评。 《核科学与工程》主要发表核领域有新成果的研究论文,并对核领域的重大科研事件或活动进行报道。秉承以人为本、民主办刊、开放办刊的理念,实行以学术价值为唯一标准的合乎国际学术期刊惯例的双向匿名审稿制度。

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