用户名: 密码: 验证码:
铅冷快堆主容器的热应力分析
详细信息    查看官网全文
摘要
本文通过有限元分析软件ANSYS,建立简化的铅冷快堆主容器模型。根据堆芯正常运行工况下计算出主容器的热应力分布。然后改变主容器内壁温度以模拟不同运行工况下的热应力,考虑到实际中的主容器壁厚还应满足其他要求,固改变主容器壁厚度及内壁面温度,计算不同参数下的的主容器内的热应力分布,为主容器设计提供参考。
引文
1 G.Bandini,et al.Thermal-hydraulics analy of ELSY lead fast reactor with open square core option[J].Nuclear Engineering and Design 241(2011)1165-1171.
    2徐銤.我国快堆和第4代先进核能系统[J].中国原子能科学研究院年报,2006,00:3-4
    3吴宜灿,FDS团队.铅基反应堆研究现状与发展前景[J].核科学与工程,2015,02:213-221.

© 2004-2018 中国地质图书馆版权所有 京ICP备05064691号 京公网安备11010802017129号

地址:北京市海淀区学院路29号 邮编:100083

电话:办公室:(+86 10)66554848;文献借阅、咨询服务、科技查新:66554700