检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2021年第11期55卷 2021-2027页

作者：黄志刚张妍鲁晓东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四川成都610213

小型模块式反应堆ACP100采用了非能动安全和模块化设计技术,可用于地区集中供暖、海水淡化和核动力商船等多个方面。其中,非能动安全设计主要包括非能动应急堆芯冷却系统、非能动余热排出系统等非能动安全系统和自动卸压等专设措施。针... 详细信息

小型模块式反应堆ACP100采用了非能动安全和模块化设计技术,可用于地区集中供暖、海水淡化和核动力商船等多个方面。其中,非能动安全设计主要包括非能动应急堆芯冷却系统、非能动余热排出系统等非能动安全系统和自动卸压等专设措施。针对ACP100非能动安全设计技术特点,在中国核动力研究设计院非能动安全系统综合性能缩比试验装置上开展了大量失水事故系统特性试验研究,根据试验数据分析,获得了非能动安全系统在直接注入管线发生破口后系统的综合响应特性,掌握了系统间的相互影响规律,并初步评估其对堆芯的冷却效果。

关键词： ACP100非能动安全系统直接注入管线失水事故

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采用FFT方法对横摇条件下堆芯核热耦合流动不稳定性的分析

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原子能科学技术 2016年第9期50卷 1592-1599页

作者：鲁晓东陈炳德王艳林彭传新昝元锋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四川成都610041

基于开发的海洋条件下堆芯核热耦合流动不稳定性分析程序,利用快速傅里叶变换(FFT)方法对堆芯通道的流量振荡曲线进行分析,获得了静止和横摇条件下堆芯发生核热耦合流动不稳定性时通道的频谱特性。研究表明,静止条件下堆芯发生流动不稳... 详细信息

基于开发的海洋条件下堆芯核热耦合流动不稳定性分析程序,利用快速傅里叶变换(FFT)方法对堆芯通道的流量振荡曲线进行分析,获得了静止和横摇条件下堆芯发生核热耦合流动不稳定性时通道的频谱特性。研究表明,静止条件下堆芯发生流动不稳定性时仅具有1个频率峰值,其对应固有频率;在横摇条件下堆芯发生流动不稳定性时,堆芯所有通道均受到横摇条件和核热耦合效应影响,但只有最高功率通道中固有频率处于支配地位,该类功率通道首先发生流动不稳定性。FFT方法可精确地分析复杂流量振荡曲线的特性,进而判定横摇下堆芯核热耦合系统是否发生流动不稳定性。

关键词：横摇条件核热耦合流动不稳定性 FFT方法

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超临界水冷堆CSR150概念设计

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核动力工程 2023年第S01期44卷 9-13页

作者：甯忠豪王连杰卢迪夏榜样黄彦平陈兴中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 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 中国核动力研究设计院成都610213

超临界水冷堆(SCWR)是第IV代核能系统候选堆芯之一。在中国核动力研究设计院提出的中国超临界水冷堆(CSR1000)概念设计方案的基础上,提出了超临界技术示范堆(CSR150)概念设计方案。本文开展了CSR150堆芯设计研究,堆芯采用45盒燃料组件设... 详细信息

超临界水冷堆(SCWR)是第IV代核能系统候选堆芯之一。在中国核动力研究设计院提出的中国超临界水冷堆(CSR1000)概念设计方案的基础上,提出了超临界技术示范堆(CSR150)概念设计方案。本文开展了CSR150堆芯设计研究,堆芯采用45盒燃料组件设计,通过燃料富集度分区及双流程冷却剂流动方案设计,提升冷却剂出口温度并降低燃料包壳温度。研究分析表明,本文方案中功率分布、燃料包壳温度等关键参数满足CSR150设计目标和设计准则要求。

关键词：超临界水冷堆(SCWR) 中国超临界水冷堆(CSR1000) 超临界技术示范堆(CSR150)

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光滑方环管内超临界水流动与传热特性数值计算研究

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原子能科学技术 2013年第3期47卷 416-420页

作者：朱海雁闫晓曾小康李永亮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四川成都610041

采用CFD数值模拟方法对光滑方环管内超临界水流动与传热特性进行初步研究。计算结果表明,光滑方环管内超临界水的传热特性存在强烈的周向不均匀性,角通道处的传热状况较窄通道处的好,角通道处的加热壁面温度低于同一截面上窄通道处的加... 详细信息

采用CFD数值模拟方法对光滑方环管内超临界水流动与传热特性进行初步研究。计算结果表明,光滑方环管内超临界水的传热特性存在强烈的周向不均匀性,角通道处的传热状况较窄通道处的好,角通道处的加热壁面温度低于同一截面上窄通道处的加热壁面温度。周向传热不均匀因子随主流焓的增加而增加,在拟临界点附近增长的速度最快。造成方环管内超临界水传热周向非均匀的原因主要是流道的形状。超临界水冷堆中,窄通道处最易出现传热恶化,在堆芯设计中需给予更多关注。

关键词：超临界水 CFD 方环管流动与传热

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矩形窄缝通道低压低流速流动不稳定起始点实验研究

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原子能科学技术 2016年第11期50卷 1998-2002页

作者：王俊峰黄彦平王艳林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610041

针对截面为40mm×3mm的竖直矩形窄缝通道,在低压低流速条件下,对其流动不稳定起始点(OFI)进行了可视化实验研究。观察到了OFI出现时通道内对应的汽泡以及流型分布等微观特征;基于可视化观察结果,定性分析了OFI出现的内在机理;获得... 详细信息

针对截面为40mm×3mm的竖直矩形窄缝通道,在低压低流速条件下,对其流动不稳定起始点(OFI)进行了可视化实验研究。观察到了OFI出现时通道内对应的汽泡以及流型分布等微观特征;基于可视化观察结果,定性分析了OFI出现的内在机理;获得了主要热工水力参数对OFI的影响规律;采用本实验获得的数据,对现有的OFI预测关系式进行了定量评价。结果表明:以饱和点参数为变量得到的关系式基本都能与本实验数据较好地吻合。

关键词：矩形窄缝通道流动不稳定起始点低压低流速可视化

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液相粘性对旋叶式分离器壁面液膜界面不稳定性的影响

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核动力工程 2015年第4期36卷 17-22页

作者：黄振肖泽军闫晓昝元锋李勇袁德文中国核动力研究设计院核反应堆热工水力技术重点实验室成都610041

对液相粘性条件下的旋叶式分离器壁面液膜稳定性进行研究。通过对粘性条件下液膜界面的受力和运动特性的分析,获得旋转流场中的气液界面动力学和运动学边界条件。利用势函数对动量方程和连续方程进行线性化处理,结合边界条件,建立粘性... 详细信息

对液相粘性条件下的旋叶式分离器壁面液膜稳定性进行研究。通过对粘性条件下液膜界面的受力和运动特性的分析,获得旋转流场中的气液界面动力学和运动学边界条件。利用势函数对动量方程和连续方程进行线性化处理,结合边界条件,建立粘性条件下的液膜界面色散方程,获得液膜界面稳定性的判定准则。结合液膜运动规律模型,编写液膜界面稳定性计算分析程序,对粘性条件下界面稳定性进行了分析,获得了液相粘性对旋叶式分离器内部液膜稳定性的影响规律。

关键词：粘性旋叶式分离器界面稳定性

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CSR150反应性控制研究

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核动力工程 2023年第S01期44卷 95-100页

作者：卢迪王连杰夏榜样黄彦平姚磊刘鑫尧周亚婧中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 中国核动力研究设计院核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213

超临界水冷技术示范堆(CSR150)借鉴了中国超临界水冷堆(CSR1000)的反应性控制方式,依靠可燃毒物及控制棒进行反应性控制。本文在优选Er_(2)O_(3)作为可燃毒物的基础上,提出采用富集167Er的设计方式,以降低寿期末Er_(2)O_(3)带来的反应... 详细信息

超临界水冷技术示范堆(CSR150)借鉴了中国超临界水冷堆(CSR1000)的反应性控制方式,依靠可燃毒物及控制棒进行反应性控制。本文在优选Er_(2)O_(3)作为可燃毒物的基础上,提出采用富集167Er的设计方式,以降低寿期末Er_(2)O_(3)带来的反应性惩罚。对CSR150的控制棒设计进行研究,提出控制棒分区设计方案,采用富集硼作为安全棒吸收体材料,提升堆芯反应性控制能力。通过对堆芯关键设计参数进行分析评价可知,本文提出的反应性控制方案满足CSR150设计要求。

关键词：超临界水冷堆超临界水冷技术示范堆(CSR150) 可燃毒物控制棒富集同位素反应性控制

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开式自然循环系统出口排热管内流型演化研究

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核动力工程 2022年第2期43卷 65-69页

作者：孙宇翔徐建军周慧辉邓志勇袁朝飞崔迎欢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 中国核动力研究设计院成都610213

开式自然循环系统作为新型非能动余排系统最终热阱排放回路,其安全稳定运行对于事故工况下堆芯余热安全导出至关重要,本研究通过可视化实验方法观察了开式自然循环系统出口排热管内流型演化特性,发现随着加热功率增加,开式自然循环逐步... 详细信息

开式自然循环系统作为新型非能动余排系统最终热阱排放回路,其安全稳定运行对于事故工况下堆芯余热安全导出至关重要,本研究通过可视化实验方法观察了开式自然循环系统出口排热管内流型演化特性,发现随着加热功率增加,开式自然循环逐步建立,该系统出口排热管内依次出现单相流、间歇性汽泡流、弥散泡状流、弹状流和间歇喷射流5种典型流型,分析了出口排热管内流型与系统稳定运行之间的关系,发现了开式自然循环系统剧烈振荡的根源,为提高开式自然循环系统流动稳定性提供了参考。

关键词：开式自然循环两相流流型流动振荡

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超临界水冷堆水化学控制及其相关技术研究进展

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核动力工程 2012年第6期33卷 132-138页

作者：龚宾黄彦平姜峨刘金华夏小娇邱添霍松岷中国核动力研究设计院反应堆工程研究所成都610041 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

对国内外超临界水在辐照作用下的分解行为、水化学对材料的腐蚀影响、腐蚀产物行为和水化学监控等领域的研究现状进行回顾,介绍了中国核动力研究设计院在超临界水腐蚀领域的研究进展,以及利用新建的超临界水化学试验装置开展的热态试验... 详细信息

对国内外超临界水在辐照作用下的分解行为、水化学对材料的腐蚀影响、腐蚀产物行为和水化学监控等领域的研究现状进行回顾,介绍了中国核动力研究设计院在超临界水腐蚀领域的研究进展,以及利用新建的超临界水化学试验装置开展的热态试验研究,并提出了研发超临界水冷堆(SCWR)尚需攻克的水化学运行控制相关技术难题,为中国百万千瓦级SCWR(CSR1000)的水化学策略研究提供参考。

关键词：超临界水冷反应堆(SCWR) CSR1000 水化学控制辐解氧化应力腐蚀腐蚀产物

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摇摆条件下矩形窄缝通道内汽泡脱离直径模型构建及分析

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原子能科学技术 2014年第5期48卷 801-805页

作者：谢添舟陈炳德闫晓徐建军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四川成都610041

在静止条件下汽泡脱离直径预测模型的基础上,引入摇摆条件引起的瞬变外力场,构建了摇摆条件下汽泡脱离直径预测模型,通过实验数据进行验证,结果符合较好。通过受力分析发现,摇摆运动引起的浮力波动必须予以考虑。模型计算发现:角位移θ=... 详细信息

在静止条件下汽泡脱离直径预测模型的基础上,引入摇摆条件引起的瞬变外力场,构建了摇摆条件下汽泡脱离直径预测模型,通过实验数据进行验证,结果符合较好。通过受力分析发现,摇摆运动引起的浮力波动必须予以考虑。模型计算发现:角位移θ=0°时,汽泡脱离直径最小;而质量流速越大,这种趋势越不明显。如果系统存在5%以上的流量波动,则其对汽泡脱离直径的影响必须加以考虑。

关键词：摇摆运动受力分析矩形窄缝通道汽泡脱离直径

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