检索结果-内蒙古大学图书馆

哈尔滨工程大学学报 2025年第3期46卷 495-502页

作者：彭程邓康杰宋悠雅孟显品上海电力大学能源与机械工程学院上海200090 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室四川成都610213

针对核电厂安全壳内事故后含不可凝性气体的壁面冷凝传热问题,本文基于气体的浓度扩散,构建了二元混合气体边界层模型,描述了壁面液膜冷凝传热沿竖直方向的分布。通过与恒定壁温实验中的恒定壁温工况及恒定冷却流量实验中的恒定冷却流... 详细信息

针对核电厂安全壳内事故后含不可凝性气体的壁面冷凝传热问题,本文基于气体的浓度扩散,构建了二元混合气体边界层模型,描述了壁面液膜冷凝传热沿竖直方向的分布。通过与恒定壁温实验中的恒定壁温工况及恒定冷却流量实验中的恒定冷却流量工况的比对,验证了模型对于强迫对流湍流流动工况中,不可凝性气体质量份额为13.2%~99.3%,压力为0.1~0.66 MPa的预测结果与精细化网格处理后的计算流体力学程序的模拟结果相一致,且较系统分析程序RELAP5的模拟结果有显著的改进,本文研究可为核电厂假想事故下壁面液膜冷凝的快速评估提供模型基础。

关键词：混合气体边界层壁面液膜冷凝浓度扩散模型验证热流密度不可凝气体非能动安全壳冷却系统计算流体力学

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超临界压力区域失压瞬态传热特性数值研究

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核动力工程 2019年第4期40卷 32-38页

作者：李永亮曾小康文彦臧金光闫晓肖泽军黄彦平中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室

采用Ansys Fluent 15.0开展水工质在超临界压力区域失压瞬态传热特性的数值研究。通过对比分析计算结果与实验数据,建立了合理的并适用于超临界压力区域失压瞬态工况的数值模拟方法。数值计算结果表明,在模拟的近临界点瞬态工况参数下,... 详细信息

采用Ansys Fluent 15.0开展水工质在超临界压力区域失压瞬态传热特性的数值研究。通过对比分析计算结果与实验数据,建立了合理的并适用于超临界压力区域失压瞬态工况的数值模拟方法。数值计算结果表明,在模拟的近临界点瞬态工况参数下,实验段出口流体参数已超过该工况的拟临界点参数,但该参数仍处于物性参数急剧变化的拟临界点附近区域,实验段流体从入口区域的不可压缩流动转变为出口区域的可压缩流动,且拟临界点处的质量流速和压降梯度出现峰值。瞬态工况计算结果与Jackson公式计算结果对比分析表明,在临界点附近区域Jackson公式计算的努塞尔数比本文计算的努塞尔数高出20%~50%。

关键词：数值研究传热特性失压瞬态超临界压力

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2×2棒束内超临界水传热特性实验研究

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核动力工程 2019年第5期40卷 6-12页

作者：李永亮黄志刚文彦朱海雁臧金光曾小康闫晓黄彦平肖泽军中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室

以中国超临界水冷堆(CSR1000)燃料组件研发为研究背景,采用实验辅以理论分析的方法,开展2×2棒束结构内超临界水工质的传热特性研究。实验工况范围为:压力(P)23~25 MPa;质量流速(G)680~1400 kg/(m^2·s);热流密度(q)174~968 kW/... 详细信息

以中国超临界水冷堆(CSR1000)燃料组件研发为研究背景,采用实验辅以理论分析的方法,开展2×2棒束结构内超临界水工质的传热特性研究。实验工况范围为:压力(P)23~25 MPa;质量流速(G)680~1400 kg/(m^2·s);热流密度(q)174~968 kW/m^2。实验结果表明,随着q的增加、G的减小,2×2棒束的传热性能减弱;随着P从23 MPa变化到25 MPa,2×2棒束的传热性能变化微弱;2×2棒束内超临界水的传热特性既与边界层和主流的物性差异程度有关,又受流道各子通道之间的流动传热不均匀性影响;基于实验数据进行多元线性回归分析,获得2×2棒束内超临界水换热关系式,约88.9%的实验数据与该换热关系式的计算值偏差范围在±25%内。

关键词： 2×2棒束超临界水传热实验研究

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新一代人工智能技术及其反应堆工程应用专刊

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核动力工程 2025年第2期46卷 I0002-I0003页

作者：刘东田文喜刘晓晶郝琛中国核动力研究设计院中核集团首席科学家中国核动力研究设计院中核核能软件与数字化反应堆中心中国核工业集团“数字信息技术” 西安交通大学西安交通大学核科学与技术学院国防科技创新团队西安交通大学陕西省先进核能技术重点实验室上海交通大学上海交通大学智慧能源创新学院中国核学会青年工作委员会核反应堆热工流体力学分会上海市核学会哈尔滨工程大学哈尔滨工程大学校团委哈尔滨工程大学科技部“核安全与仿真技术”国家级国际联合研究中心黑龙江省核学会

在科技与工业发展的历史长河中,蒸汽机、电力、计算机等重大技术发明曾深刻改变人类的生产与生活方式。如今,人工智能已成为推动新一轮科技革命和产业变革的战略性关键力量,正全方位地渗透到社会经济和产业的各个领域,为人类技术与经济... 详细信息

在科技与工业发展的历史长河中,蒸汽机、电力、计算机等重大技术发明曾深刻改变人类的生产与生活方式。如今,人工智能已成为推动新一轮科技革命和产业变革的战略性关键力量,正全方位地渗透到社会经济和产业的各个领域,为人类技术与经济的发展注入了充满无限可能的新质生产力。

关键词：蒸汽机产业变革技术革命人工智能

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基于加速度效应的超临界水传热特性模型研究

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核动力工程 2018年第6期39卷 29-33页

作者：曾小康李永亮闫晓黄志刚黄彦平中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室

超临界水冷堆(SCWR)运行在水的热力学临界点(22.1 MPa,374℃)之上,堆内冷却剂处于超临界状态,物性变化剧烈,与常规压水堆临界热流密度(CHF)导致包壳表面壁温飞升不同,超临界压力下的传热恶化是在变物性的影响下使得包壳表面温度相对缓... 详细信息

超临界水冷堆(SCWR)运行在水的热力学临界点(22.1 MPa,374℃)之上,堆内冷却剂处于超临界状态,物性变化剧烈,与常规压水堆临界热流密度(CHF)导致包壳表面壁温飞升不同,超临界压力下的传热恶化是在变物性的影响下使得包壳表面温度相对缓慢上升,传统的热点判定方法和偏离泡核沸腾比(DNBR)限值等传热特性分析方法不再完全适用,因此,预测超临界水传热恶化时包壳壁温对SCWR的安全分析相当重要。本文基于边界层方程推导了超临界水传热关系式的加速度效应修正项,基于圆管实验数据,对加速度效应修正项的相关系数进行拟合获得超临界水传热特性半经验关系式,通过数据对比,该关系式在正常传热和传热恶化工况下均具有较好的适用性。本文获得的超临界水传热特性半经验关系式可为SCWR堆芯设计分析提供支持。

关键词：超临界水冷堆(SCWR) 传热特性模型加速度效应关系式

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制冷工质R1234yf和R32在MOF-74中的吸附储能研究

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核动力工程 2022年第3期43卷 1-6页

作者：张诚闫晓彭诗念袁德文刘文兴中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213

利用流体分子在纳米多孔材料固体表面吸附分离过程中热能与表面能的相互转化,可以提高循环工质吸热量。采用分子模拟(分子动力学和巨正则蒙特卡洛)方法并结合吸附理论开展了R1234yf和R32在MOF-74中的吸附储能研究。在纯工质吸附中,发现... 详细信息

利用流体分子在纳米多孔材料固体表面吸附分离过程中热能与表面能的相互转化,可以提高循环工质吸热量。采用分子模拟(分子动力学和巨正则蒙特卡洛)方法并结合吸附理论开展了R1234yf和R32在MOF-74中的吸附储能研究。在纯工质吸附中,发现R32在MOF中的吸附量高于R1234yf的吸附量。制冷工质在Zn-MOF-74中的吸附量比在Co-MOF-74中的吸附量大,且R1234yf达到饱和吸附所需的压力低于R32在相应吸附剂内达到饱和所需压力值。而在混合工质吸附中,R1234yf的吸附量高于R32的吸附量,随着温度的增加,R1234yf的吸附量呈现逐步上升的趋势,而R32则逐渐减少。经储能计算表明,M-MOF-74(M=Co,Zn)颗粒质量分数越高,混合工质相变所需吸收热能越多。

关键词： R1234yf R32 MOF-74 吸附储能分子模拟

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严重事故下原型熔融物实验研究

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核动力工程 2023年第4期44卷 240-246页

作者：黎阳宫厚军郭可蓉胡钰文杨生兴昝元峰杨祖毛黄彦平中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213

为研究严重事故条件下压力容器下封头熔融池分层行为,需将原型熔融物熔化为液态开展实验。本研究采用CESEF实验装置,使用电磁冷坩埚技术熔化原型熔融物,最高装料量为5000 g,最高温度为3000℃。配套的高频电源功率为400 kW,频率为100 kH... 详细信息

为研究严重事故条件下压力容器下封头熔融池分层行为,需将原型熔融物熔化为液态开展实验。本研究采用CESEF实验装置,使用电磁冷坩埚技术熔化原型熔融物,最高装料量为5000 g,最高温度为3000℃。配套的高频电源功率为400 kW,频率为100 kHz。针对华龙一号堆芯熔融物组分开展实验研究,研究发现熔融池出现了明显的分层,一层为金属层,一层为氧化层。通过对金属层和氧化层不同位置取样分析,发现金属层中主要为不锈钢成分、部分U和Zr,氧化层主要为亚氧化状态的U、Zr和O,其他含量很少。

关键词： CESEF实验装置原型熔融物熔融池

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不同注水方式下混合粒径碎片床冷却特性实验研究

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核动力工程 2023年第4期44卷 247-252页

作者：杨生兴宫厚军方昱黎阳胡钰文昝元锋杨祖毛卓文彬中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213

液态堆芯熔融物与冷却剂相互作用(FCI)后破碎形成颗粒床,对颗粒床实施有效的冷却可以实现熔融物的滞留并终止事故进程。本文基于原型熔融物FCI实验后的碎片粒径分布和孔隙率,构建了带内热源的混合粒径砂石碎片床,对不同碎片床强化排热措... 详细信息

液态堆芯熔融物与冷却剂相互作用(FCI)后破碎形成颗粒床,对颗粒床实施有效的冷却可以实现熔融物的滞留并终止事故进程。本文基于原型熔融物FCI实验后的碎片粒径分布和孔隙率,构建了带内热源的混合粒径砂石碎片床,对不同碎片床强化排热措施(顶部淹没水池、自然循环驱动底部注水、周向进水)下的干涸特性进行了研究,实验中发现:顶部淹没水池条件下,碎片床的中上部率先出现汽泡壅塞区,随后在碎片床中下部出现缺液干涸区;自然循环驱动底部注水条件下,极大改善了碎片床底部的缺液状态,干涸热流密度(DHF)提升2.5倍以上,干涸区域位于碎片床中上部;周向进水方式下,DHF也提升2.5倍以上。

关键词：严重事故堆内滞留碎片床干涸热流密度(DHF)

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反应堆稳压器喷嘴的设计研究方法与进展

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核动力工程 2021年第S01期42卷 93-98页

作者：白清城谢添舟张妍中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213

稳压器喷嘴的性能对于反应堆冷却剂系统压力控制至关重要。综述了反应堆稳压器喷嘴的设计研究方法与进展,介绍了稳压器旋流式喷嘴的设计理论、设计与校核方法、雾化液滴尺寸与分布评估和计算流体力学(CFD)在喷嘴设计研究中的应用,重点... 详细信息

稳压器喷嘴的性能对于反应堆冷却剂系统压力控制至关重要。综述了反应堆稳压器喷嘴的设计研究方法与进展,介绍了稳压器旋流式喷嘴的设计理论、设计与校核方法、雾化液滴尺寸与分布评估和计算流体力学(CFD)在喷嘴设计研究中的应用,重点关注适用于喷嘴仿真计算的两相界面追踪模型。可见,目前稳压器旋流喷嘴的设计过程依然以便捷的传统经验与半经验方式为主,CFD计算为辅,但CFD计算已经显现出计算结果与实验更加相符的优势。为小压差大流量旋流式稳压器喷嘴的设计计算提供手段,也为发展和改进稳压器喷嘴的性能提供借鉴。

关键词：稳压器旋流式喷嘴设计方法两相界面追踪

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棒束通道防腐蚀特性数值研究

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核动力工程 2023年第S01期44卷 88-94页

作者：王苏豪李莹岳倪娜郭靓肖辉娄芮凡卓文彬中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213

为获得先进反应堆中燃料组件通道表面防腐蚀层的生成情况,以对反应堆运行策略分析提供支撑,本文提出了一套棒束通道中氧输运分析计算模型,结合计算流体动力学方法,对燃料组件典型19棒束通道内的防腐蚀层生成情况进行了分析。获得了棒束... 详细信息

为获得先进反应堆中燃料组件通道表面防腐蚀层的生成情况,以对反应堆运行策略分析提供支撑,本文提出了一套棒束通道中氧输运分析计算模型,结合计算流体动力学方法,对燃料组件典型19棒束通道内的防腐蚀层生成情况进行了分析。获得了棒束通道内的流场、温度场以及两种入口氧浓度、三种运行时间下的棒束氧浓度分布情况以及棒束表面防腐蚀层的生成情况。研究结果表明,棒束通道中防腐蚀层的生成主要与温度、初始氧浓度以及运行时间有关,对于现有模型来说,定距条与棒接触点附近是防腐蚀层难以形成的主要区域,需要重点关注。本文的计算方法及结果将对反应堆运行策略评价提供支撑。

关键词：反应堆堆芯防腐蚀传热传质

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