CN109902433B - 压水堆非能动安全壳余热排出系统跨维度耦合方法 - Google Patents
压水堆非能动安全壳余热排出系统跨维度耦合方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN109902433B CN109902433B CN201910195647.7A CN201910195647A CN109902433B CN 109902433 B CN109902433 B CN 109902433B CN 201910195647 A CN201910195647 A CN 201910195647A CN 109902433 B CN109902433 B CN 109902433B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- containment
- waste heat
- discharge system
- dimensional
- passive containment
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Active
Links
- 239000002918 waste heat Substances 0.000 title claims abstract description 42
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 23
- 238000010168 coupling process Methods 0.000 title claims abstract description 15
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 claims abstract description 45
- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims abstract description 34
- 238000000034 method Methods 0.000 claims abstract description 16
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 claims abstract description 15
- 230000009471 action Effects 0.000 claims abstract description 7
- 239000007789 gas Substances 0.000 claims description 15
- 238000009833 condensation Methods 0.000 claims description 11
- 230000005494 condensation Effects 0.000 claims description 11
- 230000008878 coupling Effects 0.000 claims description 11
- 238000005859 coupling reaction Methods 0.000 claims description 7
- 230000001174 ascending effect Effects 0.000 claims description 6
- 230000008569 process Effects 0.000 claims description 5
- 230000004044 response Effects 0.000 claims description 2
- 238000002156 mixing Methods 0.000 description 5
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 5
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 4
- 238000004088 simulation Methods 0.000 description 4
- 238000013517 stratification Methods 0.000 description 3
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 description 3
- 238000012795 verification Methods 0.000 description 3
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 2
- 238000013461 design Methods 0.000 description 2
- 238000011161 development Methods 0.000 description 2
- 230000008676 import Effects 0.000 description 2
- 241000270295 Serpentes Species 0.000 description 1
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 1
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 238000000354 decomposition reaction Methods 0.000 description 1
- 230000007812 deficiency Effects 0.000 description 1
- 238000004141 dimensional analysis Methods 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 125000004435 hydrogen atom Chemical class [H]* 0.000 description 1
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 1
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 1
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 1
- 229920006395 saturated elastomer Polymers 0.000 description 1
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 1
- 239000007921 spray Substances 0.000 description 1
- 238000009834 vaporization Methods 0.000 description 1
- 230000008016 vaporization Effects 0.000 description 1
Images
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Management, Administration, Business Operations System, And Electronic Commerce (AREA)
Abstract
本发明公开了一种压水堆非能动安全壳余热排出系统跨维度耦合方法,步骤如下:1、利用一维热工水力计算分析程序建立非能动安全壳余热排出系统模型;2、建立安全壳三维计算流体力学分析模型,并利用计算流体力学软件CFX进行计算;3、完成一维热工水力计算分析程序与计算流体力学软件CFX数据的交换;4、重复步骤(3),直到达到计算时间的要求。本方法可以准确计算出在非能动安全壳余热排出系统的作用下,安全壳内温度、压力以及蒸汽份额的值,对事故后的安全分析具有重要意义。
Description
技术领域
本发明属于核反应堆安全分析技术领域,具体涉及到事故后,非能动安全壳余热排出系统投入运行后对安全壳内流场分布影响的跨维度耦合分析方法。
背景技术
安全壳是在事故工况下防止反应堆内的放射性物质向外泄露的最后一道屏障,因此安全壳的完整性对核反应堆安全来说至关重要。传统的压水堆核电厂通常利用安全壳喷淋系统将发生破口事故后安全壳内部的热量导出,防止安全壳因超温超压丧失完整性。然而在发生全场断电等丧失外电源的超设计基准事故时,安全壳喷淋系统会因丧失外电源而失效,从而使安全壳的完整性面临巨大的威胁。
目前,学界对核反应堆安全分析的方法一般有三种:1.系统分析,如RELAP5程序,TRACE程序等一维系统分析程序;2.计算流体动力学(CFD)模拟,如ANSYS CFX软件等;3.子通道分析程序,如COBRA程序等。其中,一维系统分析程序无法复杂的三维热工水力现象进行分析计算;CFD方法建模复杂,瞬态计算耗时长,模型不尽完善,用于核反应堆安全分析有较大局限性;子通道分析方法建模较简单,对计算要求低,但对分析安全壳内三维现象同样具有很大的局限性。
在设计扩展工况,特别是严重事故情况下,安全壳内的气体包含有空气、水蒸气及氢气等,就本质而言,这些气体的流动与传热为三维现象。安全壳喷淋系统作用下的安全壳内热工环境相对均匀,可以采用传统的集总参数程序得到很好的求解;然而,对于非能动系统作用下的安全壳热工水力现象,则可能呈现局部热工参数分布不均匀的气体分层或热分层的现象,此时传统的集总参数程序无法进行准确模拟,而三维计算流体力学程序则可以进行很好的模拟。但目前的三维计算流体力学程序(如通用计算流体力学程序CFX、FLUENT;专用的安全壳热工水力计算流体力学程序GASFLOW等)均不包含非能动余热排出系统的计算模块,限制了这类程序在非能动安全壳热工水力现象研究方面的应用。因此为了进一步研究余排系统作用下的安全壳内三维热工水力现象,需要针对计算流体力学程序(CFX)进行二次开发,使CFX程序具备模拟余排系统的能力。
清华大学的刘余等人以RELAP5与CFX程序为基础,利用并行虚拟机技术和CFX用户函数进行编程,开发了RELAP5/CFX耦合程序。在单相范围内,首先利用水平圆管喷放问题验证了程序间耦合的正确性。然后,针对双T型接管混合实验进行了模拟。相对于单独的RELAP5程序,耦合程序能更好地揭示真实的物理现象。通过后续的开发完善,耦合程序可用于反应堆安全分析中存在着显著三维混合现象的问题。刘余还通过研究子通道程序(COBRA-IV)和计算流体力学程序(CFX)内部结构,开发了相互耦合的接口,采用显示时间迭代方式和区域分解的思想,通过外部控制程序交换数据,建立了COBRA-IV/CFX耦合程序,实现了多尺度耦合模拟中的部件与局部尺度耦合。针对5X5棒束组件,分别进行了稳态和瞬态问题的耦合计算,结果验证了耦合程序计算的准确性。
美国的Anderson N等人为了更好的预测分析正常工况和事故工况下超高温气冷堆内的复杂的热工水力现象,他们将RELAP5-3D与CFD软件FLUENT相耦合。他们选取气冷堆内冷却剂从堆芯进入上腔室后的热混合现象,利用RELAP5-3D对超高温气冷堆进行建模,用FLUENT对局部的上腔室进行建模,RELAP5的出口条件为FLUENT提供进口边界条件。通过耦合,上腔室内复杂的三维热混合现象可以被很准确的模拟出来,而且不用对整个反应堆进行CFD建模,节约了大量计算成本。经验证,耦合的计算结果是准确可信的。
瑞士的Davide Bertolotto等人将三维计算流体力学软件CFX与热工水力最佳估算程序TRACE耦合起来并进行了相应的验证。耦合程序的首先验证的工况是充满流体的水平圆管喷放问题;验证的第二步是针对双T型接管混合问题计算。计算结果表明了三维模拟结果与一维相比具有巨大的优势。
发明内容
为了解决上述问题,本发明提供了一种压水堆非能动安全壳余热排出系统跨维度耦合方法。该方法不仅能计算非能动安全壳余热排出系统内的各种热工水力现象,还可以准确的计算在非能动安全壳余热排出系统作用下,安全壳内温度、压力以及蒸汽份额的值。
为达到上述目的,本发明采用了如下技术方案:
一种压水堆非能动安全壳余热排出系统跨维度耦合方法,针对事故后非能动安全壳余热排出系统投入运行后的安全壳环境,通过一维热工水力计算分析程序对非能动安全壳余热排出系统进行建模并采用三维计算流体力学软件CFX对安全壳内部以及非能动安全壳余热排出系统的换热器部分进行建模分析,获得在非能动安全壳余热排出系统的作用下,安全壳内温度、压力、蒸汽份额的值,实现了一维到三维跨维度的耦合分析;该方法具体包括如下步骤:
步骤1:根据非能动安全壳余热排出系统的结构,通过核动力系统一维热工水力计算分析程序建立非能动安全壳余热排出系统模型;非能动安全壳余热排出系统模型包括换热器计算模型、上升段管道模型、下降段管道模型、换热水箱模型和换热水箱补水模型,从而模拟计算非能动安全壳余热排出系统在投入运行后的热工水力响应过程,得到换热器换热管壁温度、自然循环流量的关键参数,这些非能动安全壳余热排出系统模型之间通过流道连接,实现各系统模型间质量、动量和能量的交换;
步骤2:利用商用网格生成软件ICEM CFD对安全壳以及安全壳内的换热器进行建模,将安全壳及换热器几何模型导入计算流体力学软件CFX中,通过在计算流体力学软件CFX的控制方程中添加质量源项和动量源项,以考虑计算域中由于含不凝性气体的蒸汽冷凝导致的质量损失和能量损失,实现计算流体力学软件CFX对含不凝性气体的蒸汽在安全壳内冷凝量的计算;
步骤3:一维热工水力计算分析程序通过Tn-1时刻安全壳内的温度、压力以及蒸汽份额作为边界条件完成Tn时刻的计算,得到Tn时刻换热器换热管壁温度,计算流体力学软件CFX读取一维热工水力计算分析程序计算得到的换热器换热管壁温度作为Tn时刻的边界条件,计算流体力学软件CFX完成Tn时刻的计算后,一维热工水力计算分析程序读取计算流体力学软件CFX计算得到的Tn时刻的安全壳内的温度、压力以及蒸汽份额,并进行Tn+1时刻的计算;
步骤4:重复步骤(3),直至达到要求的计算时间跨度;最终获得在非能动安全壳余热排出系统投入运行后,安全壳内温度、压力以及蒸汽份额的值。
本发明具有以下优点和有益效果:
1.克服了系统分析程序仅能进行一维分析计算的不足,实现了安全壳内流场温场的三维计算;
2.该方法具备了模拟非能动安全壳余热排出系统作用下安全壳内气体分层现象的能力,避免了复杂的三维建模;
3.非能动安全壳余热排出系统程序与计算流体力学软件CFX相对独立,可以单独进行运算;
4.能够准确模拟含不凝性气体的水蒸气在安全壳内换热器壁面附近的冷凝过程;
5.能计算多种事故工况下,非能动安全壳余热排出系统投入运行后安全壳内相应的流体流动传热现象;
6.计算资源消耗少、计算速度快且计算结果精度高。
本发明已经通过实践证明,该方法能够准确模拟非能动安全壳余热排出系统投入运行后安全壳内的三维热工水力现象,本发明中提出的压水堆非能动安全壳余热排出系统跨维度耦合方法,不但使计算流体力学软件CFX具备了计算非能动余排系统运行的瞬态过程的能力,同时又解决了系统分析软件仅能进行一维的计算分析的局限性。
附图说明
图1为非能动安全壳余热排出系统示意图。
图2为非能动安全壳余热排出系统模型节点划分示意图。
图3为安全壳及换热器模型。
图4为耦合方式。
具体实施方式:
下面结合附图和具体实施方式对本发明做进一步详细描述:
本发明提供了一种压水堆非能动安全壳余热排出系统跨维度耦合方法,具体方法如下:
步骤1:根据图1压水堆非能动安全壳余热排出系统示意图采用任意公知的核动力系统一维热工水力计算分析程序,如RELAP5程序、TRAC程序、RETRAN程序,建立非能动安全壳余热排出系统模型。非能动安全壳余热排出系统模型包括换热器计算模型、上升段管道模型、下降段管道模型、换热水箱模型和换热水箱补水模型,从而模拟计算非能动安全壳余热排出系统在投入运行后的热工水力响应过程,得到换热器换热管壁温度、自然循环流量的关键参数。
非能动安全壳余热排出系统模型的节点划分示意图如图2所示,包括了换热水箱、换热器、上升段以及下降段管路。该模型包括40个控制体,其中换热水箱划分了5个控制体,下降段1划分5个控制体,下将段2划分5个控制体,换热器划分10个控制体,上升段1划分10个控制体,上升段2划分5个控制体。然后利用流道连接两个相邻的控制体,模拟控制体之间(系统设备之间)的质量传递、能量传递和动量传递过程。
步骤2:利用商用网格生成软件ICEM CFD对安全壳以及安全壳内的换热器进行建模,如图3所示,将安全壳及换热器几何模型导入计算流体力学软件CFX中,通过在计算流体力学软件CFX的控制方程中添加质量源项和动量源项,以考虑计算域中由于含不凝性气体的蒸汽冷凝导致的质量损失和能量损失,实现计算流体力学软件CFX对含不凝性气体的蒸汽在安全壳内冷凝量的计算;
在采用计算流体力学软件CFX在计算含不凝性气体的蒸汽在安全壳内的冷凝量时,不考虑两相流体,不考虑冷凝液膜的流动。其中水蒸汽凝结时的质量损失计算式如下:
式中:
Cu——调整系数;
A——冷凝壁面的面积/m2;
T——水蒸汽温度/℃;
Twall——壁面温度/℃;
hlg——饱和蒸汽汽化潜热/J·kg-1;
ρg——水蒸汽密度/kg·m-3;
ρn——不凝气体密度/kg·m-3。
水蒸汽凝结的能量损失可以通过以下公式计算:
H0=m0(Tcp,m-Twallcp,g)
式中:m0——蒸汽冷凝率/kg·s-1;
cp,m——混合气体的定压热容/J·kg-1·K-1;
cp,g——不凝气体的定压热容/J·kg-1×K-1;
T——水蒸汽温度/℃;
Tref——焓值为0时的参考温度,273.15K。
步骤3:如图4所示,一维热工水力计算分析程序通过Tn-1时刻安全壳内的温度、压力以及蒸汽份额作为边界条件完成Tn时刻的计算,得到Tn时刻换热器换热管壁温度,计算流体力学软件CFX读取一维热工水力计算分析程序计算得到的换热器换热管壁温度作为Tn时刻的边界条件,计算流体力学软件CFX完成Tn时刻的计算后,一维热工水力计算分析程序读取计算流体力学软件CFX计算得到的Tn时刻的安全壳内的温度、压力以及蒸汽份额,并进行Tn+1时刻的计算;
步骤4:开展下一时间步长计算,重复步骤(3);直至达到要求的的计算时间跨度。最终获得在非能动安全壳余热排出系统投入运行后,安全壳内温度、压力以及蒸汽份额的值。
Claims (1)
1.一种压水堆非能动安全壳余热排出系统跨维度耦合方法,其特征在于:针对事故后非能动安全壳余热排出系统投入运行后的安全壳环境,通过一维热工水力计算分析程序对非能动安全壳余热排出系统进行建模并采用三维计算流体力学软件CFX对安全壳内部以及非能动安全壳余热排出系统的换热器部分进行建模分析,获得在非能动安全壳余热排出系统的作用下,安全壳内温度、压力、蒸汽份额的值,实现了一维到三维跨维度的耦合分析;
该跨维度耦合方法具体包括如下步骤:
步骤1:根据非能动安全壳余热排出系统的结构,通过核动力系统一维热工水力计算分析程序建立非能动安全壳余热排出系统模型;非能动安全壳余热排出系统模型包括换热器计算模型、上升段管道模型、下降段管道模型、换热水箱模型和换热水箱补水模型,从而模拟计算非能动安全壳余热排出系统在投入运行后的热工水力响应过程,得到换热器换热管壁温度、自然循环流量的关键参数,这些非能动安全壳余热排出系统模型之间通过流道连接,实现各系统模型间质量、动量和能量的交换;
步骤2:利用网格生成软件ICEM CFD对安全壳以及安全壳内的换热器进行建模,将安全壳及换热器几何模型导入计算流体力学软件CFX中,通过在计算流体力学软件CFX的控制方程中添加质量源项和动量源项,以考虑计算域中由于含不凝性气体的蒸汽冷凝导致的质量损失和能量损失,实现计算流体力学软件CFX对含不凝性气体的蒸汽在安全壳内冷凝量的计算;
步骤3:一维热工水力计算分析程序通过Tn-1时刻安全壳内的温度、压力以及蒸汽份额作为边界条件完成Tn时刻的计算,得到Tn时刻换热器换热管壁温度,计算流体力学软件CFX读取一维热工水力计算分析程序计算得到的换热器换热管壁温度作为Tn时刻的边界条件,计算流体力学软件CFX完成Tn时刻的计算后,一维热工水力计算分析程序读取计算流体力学软件CFX计算得到的Tn时刻的安全壳内的温度、压力以及蒸汽份额,并进行Tn+1时刻的计算;
步骤4:重复步骤3,直至达到要求的计算时间跨度;最终获得在非能动安全壳余热排出系统投入运行后,安全壳内温度、压力以及蒸汽份额的值。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201910195647.7A CN109902433B (zh) | 2019-03-15 | 2019-03-15 | 压水堆非能动安全壳余热排出系统跨维度耦合方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201910195647.7A CN109902433B (zh) | 2019-03-15 | 2019-03-15 | 压水堆非能动安全壳余热排出系统跨维度耦合方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN109902433A CN109902433A (zh) | 2019-06-18 |
CN109902433B true CN109902433B (zh) | 2020-07-28 |
Family
ID=66953623
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201910195647.7A Active CN109902433B (zh) | 2019-03-15 | 2019-03-15 | 压水堆非能动安全壳余热排出系统跨维度耦合方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN109902433B (zh) |
Families Citing this family (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN110362918B (zh) * | 2019-07-12 | 2020-12-22 | 西安交通大学 | 一种压水反应堆安全壳两侧冷凝与蒸发耦合计算方法 |
CN110489796B (zh) * | 2019-07-17 | 2022-06-21 | 哈尔滨工程大学 | 一种基于热管的核反应堆热量导出系统的有效性判断方法 |
CN111274748B (zh) * | 2020-03-18 | 2021-10-19 | 西安交通大学 | 池式钠冷快堆非能动余热排出系统跨维度耦合计算方法 |
CN111680458B (zh) * | 2020-06-03 | 2021-10-19 | 西安交通大学 | 一种适用于钠水直流蒸汽发生器的热工水力瞬态计算方法 |
CN111651944B (zh) * | 2020-06-05 | 2023-10-24 | 中国原子能科学研究院 | 核反应堆计算系统 |
CN112307626B (zh) * | 2020-11-02 | 2021-09-03 | 西安交通大学 | 安全壳内多组非能动热量导出系统运行及影响分析方法 |
CN113283189B (zh) * | 2021-04-30 | 2022-07-26 | 西安交通大学 | 安全壳与非能动安全壳空气冷却系统跨维度耦合分析方法 |
CN113704959B (zh) * | 2021-07-12 | 2024-04-09 | 中国核电工程有限公司 | 一种换热器式非能动安全壳冷却系统的模拟方法及系统 |
CN113486483B (zh) * | 2021-07-12 | 2022-12-09 | 西安交通大学 | 一种反应堆小破口多维度耦合分析方法 |
CN114139457A (zh) * | 2021-12-03 | 2022-03-04 | 华北电力大学 | 核反应堆安全壳关键参数快速预测系统及模型的构建方法 |
CN114201870B (zh) * | 2021-12-08 | 2024-06-25 | 东北电力大学 | 用于分析核动力装置非能动特性的自适应多尺度耦合方法 |
CN115497653B (zh) * | 2022-09-19 | 2023-05-02 | 西安交通大学 | 非能动安全壳空气冷却系统运行特性分析方法 |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR101651466B1 (ko) * | 2015-04-02 | 2016-08-29 | 한국원자력연구원 | 연구용 원자로 피동잔열제거계통 검증실험장치 |
CN107704674A (zh) * | 2017-09-26 | 2018-02-16 | 吉林省电力科学研究院有限公司 | 空冷凝汽器水蒸气冷凝过程的数值模拟方法 |
CN109299536A (zh) * | 2018-09-20 | 2019-02-01 | 西安交通大学 | 一种大型压水堆核电厂稳压器水封形成过程计算方法 |
Family Cites Families (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN108846163B (zh) * | 2018-05-10 | 2022-05-31 | 岭东核电有限公司 | 一种用于确定安全壳试验前气相初始状态的方法 |
-
2019
- 2019-03-15 CN CN201910195647.7A patent/CN109902433B/zh active Active
Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR101651466B1 (ko) * | 2015-04-02 | 2016-08-29 | 한국원자력연구원 | 연구용 원자로 피동잔열제거계통 검증실험장치 |
CN107704674A (zh) * | 2017-09-26 | 2018-02-16 | 吉林省电力科学研究院有限公司 | 空冷凝汽器水蒸气冷凝过程的数值模拟方法 |
CN109299536A (zh) * | 2018-09-20 | 2019-02-01 | 西安交通大学 | 一种大型压水堆核电厂稳压器水封形成过程计算方法 |
Non-Patent Citations (3)
Title |
---|
AP1000非能动余热排出系统建模与瞬态数值分析;王伟伟等;《原子能科学技术》;20111231;第45卷(第12期);1456-1461 * |
子通道程序与CFD程序的耦合方法研究;桂民洋等;《原子能科学技术》;20181130;第52卷(第11期);1962-1967 * |
非能动余热排出换热器换热能力数值分析;张文文等;《原子能科学技术》;20150630;第49卷(第6期);1032-1038 * |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN109902433A (zh) | 2019-06-18 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN109902433B (zh) | 压水堆非能动安全壳余热排出系统跨维度耦合方法 | |
Wang et al. | Recent progress of CFD applications in PWR thermal hydraulics study and future directions | |
CN110020476B (zh) | 一种反应堆u型管式蒸汽发生器全三维耦合模型建立方法 | |
Yoon et al. | Recent improvements in the CUPID code for a multi-dimensional two-phase flow analysis of nuclear reactor components | |
CN108170924A (zh) | 一种用于核电厂蒸汽发生器传热管堵流工况模型建立方法 | |
Yue et al. | The development and validation of the inter-wrapper flow model in sodium-cooled fast reactors | |
Zhao et al. | The development of high fidelity Steam Generator three dimensional thermal hydraulic coupling code: STAF-CT | |
Liu et al. | An internal parallel coupling method based on NECP-X and CTF and analysis of the impact of thermal-hydraulic model to the high-fidelity calculations | |
CN111507018B (zh) | N16核素在蒸汽发生器二次侧迁移时间的三维求解模型建立方法 | |
Cho et al. | Numerical analysis of the ROCOM boron dilution benchmark experiment using the CUPID code | |
Wang et al. | Local effect model development for the steam generator three dimensional thermal hydraulics analysis code | |
Avramova et al. | Improvements and applications of COBRA-TF for stand-alone and coupled LWR safety analyses | |
Cifuentes et al. | Lattice Boltzmann method applied to nuclear reactors—a systematic literature review | |
Wang et al. | Development and application of CFD and subchannel coupling analysis code for lead‐cooled fast reactor | |
Hernandez et al. | Development of a CFD-based model to simulate loss of flow transients in a small lead-cooled reactor | |
Liu et al. | Transient analysis and optimization of passive residual heat removal heat exchanger in advanced nuclear power plant | |
Bieder et al. | Analysis of the natural convection flow in the upper plenum of the MONJU reactor with Trio_U | |
Takasuo et al. | Applications and development of the PORFLO 3D code in nuclear power plant thermal hydraulics | |
Rousseau et al. | CFD and systems thermal-hydraulic analysis in the design and safety assessment of high-temperature reactors | |
Cai et al. | Numerical study on the condensation characteristics of vapor with non-condensable gas on inclined walls inside containment | |
CN114611426B (zh) | 池式快堆多热阱并行冷却三维cfd与系统程序耦合分析方法 | |
Sun et al. | Road map | |
Di et al. | Evaluation on CAP1400 passive containment cooling system capability | |
Sarchami et al. | Temperature fluctuations inside the CANDU reactor Moderator Test Facility (MTF) | |
Xu et al. | Best-estimate plus uncertainty analysis of passive air-cooling system for a scale-down integral test facility with GOTHIC |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PB01 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
GR01 | Patent grant | ||
GR01 | Patent grant |