1) thermal-hydraulic design
热工水力学设计
1.
An analytical model of thermal-hydraulic design and structural optimization was developed for a double-tube bundle heat exchanger of an integrated nuclear reactor.
建立了套管管束式换热器的计算模型,以便进行该种换热器热工水力学设计计算和结构优化。
3) thermal-hydraulic design of reactor
反应堆热工-水力设计
4) preliminary thermal and hydraulic design
热工水力初步设计
6) thermal-hydraulics
热工水力学
1.
Based on the structure design and the results of the neutronics calculation, the thermal-hydraulics design scheme on the Dual-cooled Lithium-Lead (DLL) Breeder Blanket for the fusion power reactor (named FDS-Ⅱ) is presented.
依据结构设计和中子学计算结果给出了聚变发电反应堆FDS-Ⅱ双冷锂铅(DLL)包层热工水力学设计方案。
补充资料：反应堆稳态热工水力设计
反应堆稳态热工水力设计
reactor steady state ther-mo-hydraulic design
fonyingdul wentol regong shL一l一she一l反应堆稚态热工水j7设计(reaetor steadystate thermohydraulie design)根据安全和经济适用的原则确定一个优化的堆芯冷却方案，分析计算反应堆在各种给定的稳态工况下的热工参数。其中包括堆芯冷却剂压力、温度及流量分布、燃料元件温度和偏离泡核沸腾比等参数。 并联通道模型反应堆堆芯是由许多结构类同的嫌料组件组成的。几种典型的嫌料组件被表示在图1“墙”，相邻通道间有流体的横向流动和混流交混，因此，在通道之间有质量、动量及能量交换。 在反应堆稳态热工水力设计中，要计算堆芯各类有束伸控制的 嫩料组件一~一一2、‘~一一.嗽料棒冷却剂通遭、一~一丫/ 无束捧控制 的姗料组件一测口陈水堆组月沸水堆组件高温气冷堆组件 图1反应堆燃料组件中。在反应堆热工水力分析中，把堆芯按其热流密度和通道内详细的热工参数。堆芯最高燃料温度及最小偏离泡核沸腾比等参数必须满足安全准则的要求。设计中运用了下述术语:①平均通道:具有平均热流密度、平均冷却剂流量、焙升和名义几何参数的通道，②热通道:堆芯内具有最大焙升的燃料冷却剂通道，它是合理地集中了核的和工程的诸不利因素影响的通道;③热通道因子:通道的局部状态和平均状态的参数比值。
说明：补充资料仅用于学习参考，请勿用于其它任何用途。
参考词条