摘要
利用分析系统、子通道或计算流体动力学(CFD)程序对核反应堆堆芯及其相关系统进行热水力分析，以估计不同的热水力安全裕度。以主、二次冷却系统不同工况下的安全裕度和运行功率限值，如系统压力、冷却剂入口温度、冷却剂流量、火电功率及其分布为热力分析的关键参数。考虑到棒束几何形状的复杂性，沸腾换热和湍流尺度的不同给进行热工水力分析以确保正常和异常条件下核反应堆系统的安全设计和运行带来了许多挑战。综合回顾了过去、现在和未来在最先进的热水力分析方面的挑战，包括实验、分析和计算方法的各个方面。
改变历史
2021年1月08
杨关恒撰写的文章《核反应堆系统的热液压考虑:过去、现在和未来的挑战》，最初于2019年4月8日在出版商的互联网门户网站(现为SpringerLink)上以电子形式发布，没有开放访问。beplay登入在第1卷第1期第3-27页发表后，作者决定选择开放选择，并使文章成为一个开放获取的出版物。因此，文章的版权已更改为©作者(s) 2020，文章将根据创作共享署名4.0国际许可条款(
http://creativecommons.org/licenses/by/4.0/ 2021年1月08
杨关恒撰写的文章《核反应堆系统的热液压考虑:过去、现在和未来的挑战》，最初于2019年4月8日在出版商的互联网门户网站(现为SpringerLink)上以电子形式发布，没有开放访问。beplay登入在第1卷第1期第3-27页发表后，作者决定选择开放选择，并使文章成为一个开放获取的出版物。因此，文章的版权已更改为©作者(s) 2020，文章将根据创作共享署名4.0国际许可条款(
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核反应堆系统的热液压考虑:过去、现在和未来的挑战。Exp。第一版。Multiph。流1，3-27(2019)。https://doi.org/10.1007/s42757-019-0002-5
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- 核反应堆系统热工水力分析临界热通量