检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2016年第S2期37卷 116-120页

作者：刘亮张妍幸奠川黄志刚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

介绍在高温、高压热工实验装置上进行的垂直上升流条件下一种特殊的非对称加热—单侧加热窄缝矩形通道临界热流密度(CHF)实验研究。实验研究了质量流速、临界含汽量等参数对单侧加热矩形通道CHF的影响规律。研究结果表明,在实验参数范围... 详细信息

介绍在高温、高压热工实验装置上进行的垂直上升流条件下一种特殊的非对称加热—单侧加热窄缝矩形通道临界热流密度(CHF)实验研究。实验研究了质量流速、临界含汽量等参数对单侧加热矩形通道CHF的影响规律。研究结果表明,在实验参数范围内,单侧加热与双侧加热的CHF值相差不大,且两者的变化规律基本一致:即在其他热工参数保持不变的情况下,单侧加热CHF随临界含汽量的增加而减小,随入口过冷度的增加而增大;在较低含汽量范围内,单侧加热CHF随质量流速的增加而增大;在较高含汽量范围内则趋势相反。本文提出的单侧加热矩形通道CHF计算关系式在参数范围内计算精度良好。

关键词：临界热流密度(CHF) 非对称加热矩形通道实验研究

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反应性反馈对并行通道流动不稳定性影响的实验研究

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核动力工程 2018年第2期39卷 5-9页

作者：谢峰郗昭杨祖毛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

在核反应堆堆芯中由于存在固有反应性反馈效应,会发生耦合反应性反馈流动不稳定性,对反应堆运行造成不利影响。本文采用实验与理论相结合的方法,研究了反应性反馈(包括空泡反馈、温度反馈)对流动不稳定性的影响。采用计算机仿真模拟反... 详细信息

在核反应堆堆芯中由于存在固有反应性反馈效应,会发生耦合反应性反馈流动不稳定性,对反应堆运行造成不利影响。本文采用实验与理论相结合的方法,研究了反应性反馈(包括空泡反馈、温度反馈)对流动不稳定性的影响。采用计算机仿真模拟反应性反馈,分别在没有核反馈和有核反馈的情况下进行实验,研究了空泡反应性反馈系数(C_α)、慢化剂温度反应性反馈系数(C_t)对流动不稳定性的影响。通过实验研究,获得了反应性反馈对流动不稳定过程的影响规律。研究表明,C_α、C_t和元件时间常数(f_t)对流动不稳定过程及流动不稳定边界都有较大影响。

关键词：反应性反馈并联通道流动不稳定性

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不同流道间隙下矩形通道临界热流密度的实验研究

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核动力工程 2012年第3期33卷 42-45页

作者：李勇熊万玉闫晓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610041

在氟利昂工质条件下，进行1-3mm间隙的矩形通道临界热流密度（CHF）的实验研究。研究发现，在1-3mm间隙的矩形通道内，随着压力的升高，CHF稍有下降；质量流速对CHF的影响呈非单调关系，在低含汽率区随着质量流速的增大，CHF增大；在高... 详细信息

在氟利昂工质条件下，进行1-3mm间隙的矩形通道临界热流密度（CHF）的实验研究。研究发现，在1-3mm间隙的矩形通道内，随着压力的升高，CHF稍有下降；质量流速对CHF的影响呈非单调关系，在低含汽率区随着质量流速的增大，CHF增大；在高含汽率区，随着质量流速的增大，CHF减小；临界含汽量的增加导致CHF明显降低。综合分析表明，在本实验工况参数范围内，流道间隙范围为1-3mm的矩形通道在相同的工况参数条件下，其CHF基本不受流道间隙的影响。

关键词：矩形通道临界热流密度流道间隙

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窄缝通道内过冷条件下单蒸汽泡尾流特性实验研究

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核动力工程 2020年第4期41卷 76-78页

作者：张利琴黄彦平昝元锋王俊峰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

单蒸汽泡尾流特性是影响窄缝通道内蒸汽-水两相流流型形成与演变的关键因素,本文采用粒子图像测速仪PIV和Insight3G后处理软件,对窄缝通道内过冷条件下单蒸汽泡的尾流特性进行研究,获得窄缝通道内单蒸汽泡的尾流特性。实验结果表明,单... 详细信息

单蒸汽泡尾流特性是影响窄缝通道内蒸汽-水两相流流型形成与演变的关键因素,本文采用粒子图像测速仪PIV和Insight3G后处理软件,对窄缝通道内过冷条件下单蒸汽泡的尾流特性进行研究,获得窄缝通道内单蒸汽泡的尾流特性。实验结果表明,单蒸汽泡冷凝上升过程中,其尾流均为涡交替脱落的不对称尾流结构;汽泡直径越大,涡越细长,涡强度越大,大直径蒸汽泡的尾流对周围汽泡的作用更强;流道间隙减小,则尾流中涡强度降低,流体速度减小,尾流对周围汽泡的影响会相应减弱。单蒸汽泡尾流特性为构建窄缝通道内蒸汽-水两相流模型提供基础支持。

关键词：窄缝通道单蒸汽泡尾流过冷热工水力

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径向热流密度分布对并联多通道流动不稳定性的影响研究

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核动力工程 2021年第2期42卷 65-68页

作者：王艳林周磊昝元锋杨祖毛闫晓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

以去离子水为工质,在系统压力为0.89~1.32 MPa、入口质量流速为500~750 kg/(m^(2)·s)、入口温度58.5℃~132.3℃的参数范围内,研究了5根圆管[长1400 mm、外径Φ8 mm、壁厚2 mm(1400 mm×Φ8 mm×2 mm)]加热通道内工质向上... 详细信息

以去离子水为工质,在系统压力为0.89~1.32 MPa、入口质量流速为500~750 kg/(m^(2)·s)、入口温度58.5℃~132.3℃的参数范围内,研究了5根圆管[长1400 mm、外径Φ8 mm、壁厚2 mm(1400 mm×Φ8 mm×2 mm)]加热通道内工质向上流动时,在不同径向热流密度分布条件下并联通道内发生流动不稳定时的特征,并对比了其流动不稳定边界。结果表明,在对热通道发生流动不稳定时的参数进行处理时,径向加热热流密度分布对并联多通道流动不稳定边界无明显影响;对于不同热流密度分布的并联多通道结构,其流动不稳定边界和完全对称加热的并联多通道的流动不稳定边界是一致的。

关键词：并联多通道径向热流密度分布流动不稳定性流动不稳定边界

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基于CFD方法的蒸汽发生器管子支承板水力特性试验规模分析

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核动力工程 2016年第4期37卷 39-43页

作者：李勇朱海雁文博赵二雷昝元锋卓文彬李朋洲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610041

采用计算流体力学(CFD)方法对不同规模和结构的管子支承板(TSP)试验模拟体的水力性能进行计算模拟。对比分析发现,含1/3和1/2管孔结构的正六边形模拟体阻力特性、流场结构和流量分配特性与原型基本相同,受流道边壁影响最小,可作为试验... 详细信息

采用计算流体力学(CFD)方法对不同规模和结构的管子支承板(TSP)试验模拟体的水力性能进行计算模拟。对比分析发现,含1/3和1/2管孔结构的正六边形模拟体阻力特性、流场结构和流量分配特性与原型基本相同,受流道边壁影响最小,可作为试验模拟体的设计结构。

关键词：计算流体力学(CFD) 蒸汽发生器管子支承板(TSP) 试验研究

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小型堆稳压器波动管双端破口试验研究

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核动力工程 2021年第6期42卷 82-86页

作者：黄志刚张妍彭传新昝元锋卓文彬闫晓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

开展了模块化小堆稳压器波动管双端破口试验研究,获得了非能动安全系统的事故响应特性和一回路系统参数变化。试验研究结果表明,在稳压器波动管双端破口极端工况条件下,中压安注箱能在短时间内提供较大的稳定安注流量,及时补充系统水装... 详细信息

开展了模块化小堆稳压器波动管双端破口试验研究,获得了非能动安全系统的事故响应特性和一回路系统参数变化。试验研究结果表明,在稳压器波动管双端破口极端工况条件下,中压安注箱能在短时间内提供较大的稳定安注流量,及时补充系统水装量;高压安注系统运行过程比较复杂,安注流量与堆芯补水箱压力平衡管线内介质状态和中压安注系统运行状态密切相关,在1.7 h内呈间歇注入运行状态。在整个事故过程中,堆芯一直处于淹没状态,模块化小堆非能动安全系统能够确保稳压器波动管在双端破口极端工况条件下的堆芯安全。

关键词：小型堆波动管双端破口非能动安注

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平行窄隙矩形通道间脉动演化过程的实验研究

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核动力工程 2011年第5期32卷 75-79页

作者：王艳林陈炳德黄彦平王俊峰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610041

基于可视化实验,对平行窄隙矩形通道间脉动演化过程进行了研究。实验采用三面可视的实验本体,在系统压力0.2~0.8 MPa、质量流量60~300 kg/h、入口过冷度20~80℃参数范围内开展。实验结果表明：在平行窄隙矩形通道间,脉动的演化过程与流... 详细信息

基于可视化实验,对平行窄隙矩形通道间脉动演化过程进行了研究。实验采用三面可视的实验本体,在系统压力0.2~0.8 MPa、质量流量60~300 kg/h、入口过冷度20~80℃参数范围内开展。实验结果表明：在平行窄隙矩形通道间,脉动的演化过程与流量的变化、通道内流型的变化以及各特征点的转变过程紧密相关。当通道出口处于饱和点附近时其流量开始波动,而出现密度波型脉动时通道出口为环状流。

关键词：窄隙矩形通道脉动演化

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并联双通道密度波不稳定性实验研究

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核动力工程 2012年第2期33卷 75-77页

作者：刘艳军孙玉发闫晓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成都610041

采用两个相同的加热通道构成试验段,进行并联双通道密度波不稳定性实验研究。主要研究系统压力、质量流速和入口过冷度对流动不稳定性的影响,并给出过冷度-相变数边界。

关键词：并联双通道密度波不稳定性过冷度-相变数边界

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并联多通道流动不稳定性实验研究

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核动力工程 2021年第1期42卷 15-17页

作者：王艳林周磊昝元锋徐建军闫晓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

以去离子水为工质,在系统压力为0.89~1.32 MPa、入口质量流速为500~750 kg/(m^2·s)、入口温度为58.5℃~132.3℃的条件下,研究了2、3、5根圆管通道(1400 mm×Φ8 mm×2 mm)内工质向上流动时并联通道发生流动不稳定时的特征... 详细信息

以去离子水为工质,在系统压力为0.89~1.32 MPa、入口质量流速为500~750 kg/(m^2·s)、入口温度为58.5℃~132.3℃的条件下,研究了2、3、5根圆管通道(1400 mm×Φ8 mm×2 mm)内工质向上流动时并联通道发生流动不稳定时的特征,并对比了其流动不稳定边界。结果表明,加热并联多通道进入两相后首先发生流量漂移,当通道出口含气率达到一定程度后,最热通道与其他通道之间发生周期性流量脉动;在对称加热条件下,加热通道数目对并联多通道流动不稳定边界无明显影响。

关键词：并联多通道流动不稳定性流动不稳定边界

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