检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2016年第5期37卷 1-3页

作者：秦胜杰郎雪梅谢士杰李朋洲张君毅刘文兴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 中国核动力研究设计院反应堆工程研究所成都610213

开展压水堆燃料组件5×5棒束非均匀加热临界热流密度实验;介绍大型热工实验装置、5×5全长棒束非均匀加热实验本体和实验方法,并与哥伦比亚大学HTRF装置临界热流密度(CHF)实验数据及CHF关系式预测进行比较。实验结果表明:大型... 详细信息

开展压水堆燃料组件5×5棒束非均匀加热临界热流密度实验;介绍大型热工实验装置、5×5全长棒束非均匀加热实验本体和实验方法,并与哥伦比亚大学HTRF装置临界热流密度(CHF)实验数据及CHF关系式预测进行比较。实验结果表明:大型热工实验装置与HTRF装置CHF实验结果具有较好一致性。

关键词：燃料组件非均匀加热 5×5棒束临界热流密度

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圆管通道底部再淹没过程实验研究

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原子能科学技术 2022年第6期56卷 1180-1187页

作者：李莹王金宇陈鑫黄彦平袁德文毕景良徐建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610213

为验证和优化再淹没模型,通过实验研究了圆管通道内再淹没阶段流动换热特性,获得了不同工况下壁面温度的变化规律,实验工况范围为:入口冷却剂流速3~15 cm/s、入口过冷度15~75℃、初始壁面峰值温度340~600℃、实验压力0.2~0.4 MPa、加热... 详细信息

为验证和优化再淹没模型,通过实验研究了圆管通道内再淹没阶段流动换热特性,获得了不同工况下壁面温度的变化规律,实验工况范围为:入口冷却剂流速3~15 cm/s、入口过冷度15~75℃、初始壁面峰值温度340~600℃、实验压力0.2~0.4 MPa、加热功率1.3~2.3 kW/m。分析了初始壁温、冷却剂入口温度、入口流速及加热功率对骤冷时刻与骤冷温度的影响。结果表明,骤冷时刻与骤冷温度均随初始壁温、冷却剂入口温度以及加热功率的增加而增加,随入口冷却剂流速的增加而减小。

关键词：圆管通道再淹没骤冷时刻骤冷温度

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当量直径对超临界水流动传热特性的影响

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原子能科学技术 2013年第10期47卷 1745-1750页

作者：刘蕾肖泽军闫晓曾小康黄彦平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四川成都610041

以CFD商业软件FLUENT为计算平台,对圆管和圆环通道内超临界水流动传热特性进行数值模拟。通过对几种湍流模型的对比,选取在超临界条件下适用性相对较好的SST模型进行计算,分别比较不同热力当量直径和不同水力当量直径下圆管与圆环通道... 详细信息

以CFD商业软件FLUENT为计算平台,对圆管和圆环通道内超临界水流动传热特性进行数值模拟。通过对几种湍流模型的对比,选取在超临界条件下适用性相对较好的SST模型进行计算,分别比较不同热力当量直径和不同水力当量直径下圆管与圆环通道加热面壁温、边界层温度及速度的分布,研究热力当量直径和水力当量直径对超临界水流动传热特性的影响。结果表明,正常传热工况下,水力当量直径对超临界水流动传热特性有很大影响,而热力当量直径几乎无影响。圆环通道内流动传热关系式可基于圆管进行拟合,超临界水流动传热特性的其他影响因素还需进一步研究。

关键词：热力当量直径水力当量直径超临界水流动传热

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矩形窄缝通道近壁汽泡滑移和浮升可视化实验研究

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核动力工程 2013年第4期34卷 73-78页

作者：徐建军卓文彬谢添舟陈炳德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 国家能源压水反应堆技术研发(实验)中心成都610041

采用高速摄像仪从宽面和窄面拍摄、观察矩形窄缝通道内近壁汽泡滑移、浮升运动,发现在加热面倾斜朝上和竖直向下流动沸腾时汽泡易于浮升。汽泡浮升后,其运动速度迅速增加。由于浮升汽泡处于过冷流体中,其界面上发生冷凝,导致汽泡界面形... 详细信息

采用高速摄像仪从宽面和窄面拍摄、观察矩形窄缝通道内近壁汽泡滑移、浮升运动,发现在加热面倾斜朝上和竖直向下流动沸腾时汽泡易于浮升。汽泡浮升后,其运动速度迅速增加。由于浮升汽泡处于过冷流体中,其界面上发生冷凝,导致汽泡界面形状变化较大。基于可视化实验结果,从受力角度分析不同流动方式和加热面放置方式对近壁汽泡滑移和浮升的影响。

关键词：滑移汽泡浮升界面形状窄缝

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中低压条件下矩形窄缝通道两相流动传热试验研究

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核动力工程 2012年第4期33卷 96-101页

作者：王涛王均王小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 国家能源压水反应堆技术开发(实验)中心成都610041

在中低压条件下,对矩形窄缝通道两相流动传热进行试验研究,分析两相流动传热的变化规律,拟合出饱和沸腾传热系数计算关系式,并采用简化的一维分析方法对两相压降进行分析计算。试验结果表明:在相同热平衡含汽率(x)情况下,两相流动压降... 详细信息

在中低压条件下,对矩形窄缝通道两相流动传热进行试验研究,分析两相流动传热的变化规律,拟合出饱和沸腾传热系数计算关系式,并采用简化的一维分析方法对两相压降进行分析计算。试验结果表明:在相同热平衡含汽率(x)情况下,两相流动压降随系统压力(p)的降低而增大,随系统流量的增大而增大的变化规律;p越低,两相流动压降随x的增加而增大越剧烈;流量越大,两相流动压降随x的增加而增大越剧烈。通过数据回归方法得到汽相湿周长比例因子F并拟合了计算关系式,其计算值与试验值符合得较好。矩形窄缝通道内饱和沸腾平均传热系数受p、质量流量及热流密度的影响较大。

关键词：中低压矩形窄缝通道两相压降饱和沸腾传热试验研究

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反应堆压力容器下降段水-蒸汽CCFL实验与模型研究

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原子能科学技术 2022年第6期56卷 1034-1044页

作者：陈登高毕景良黄彦平袁德文昝元锋徐建军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四川成都610213

为探究反应堆压力容器下降段在喷放末期冷段安注过程中的水-蒸汽逆流特性,建立下降段逆向流动限制(CCFL)模型,开展了基于压力容器模化本体的下降段CCFL实验研究以及建模分析。通过实验研究获得了不同入口安注水流量、安注水过冷度、堆... 详细信息

为探究反应堆压力容器下降段在喷放末期冷段安注过程中的水-蒸汽逆流特性,建立下降段逆向流动限制(CCFL)模型,开展了基于压力容器模化本体的下降段CCFL实验研究以及建模分析。通过实验研究获得了不同入口安注水流量、安注水过冷度、堆芯蒸汽流量等条件下的下降段环腔内的安注特性数据,并基于实验数据进行了CCFL建模分析。结果表明,开始发生CCFL的蒸汽无量纲流速与入口安注水无量纲流速呈现正相关,基于无量纲流速建立的模型斜率与入口安注水无量纲流速呈现高度指数关联。本文建立了适用于从不发生CCFL至不完全CCFL,再到完全CCFL的下降段水-蒸汽气液逆流全过程预测模型。

关键词：下降段水-蒸汽逆向流动限制逆向流动限制实验

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超临界二氧化碳核能动力转换系统关键材料腐蚀行为研究

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原子能科学技术 2021年第S02期55卷 242-248页

作者：刘蔚伟杨鸿姜峨黄彦平张根龚宾赵永福马韦刚中国核动力研究设计院反应堆工程研究所四川成都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四川成都610213

本文研究了4种超临界二氧化碳核能动力转换系统关键高温部件候选材料在650℃、20 MPa超临界二氧化碳环境中的均匀腐蚀行为,利用扫描电子显微镜、X射线能谱仪、X射线衍射仪和辉光放电光谱仪分析了氧化膜微观形貌、组织结构和成分分布。... 详细信息

本文研究了4种超临界二氧化碳核能动力转换系统关键高温部件候选材料在650℃、20 MPa超临界二氧化碳环境中的均匀腐蚀行为,利用扫描电子显微镜、X射线能谱仪、X射线衍射仪和辉光放电光谱仪分析了氧化膜微观形貌、组织结构和成分分布。结果表明:奥氏体不锈钢310S及316NG、铁镍基合金Incoloy-800H、镍基合金Inconel-625三类材料在650℃、20 MPa的超临界二氧化碳环境中均表现出良好的耐腐蚀性能,腐蚀动力学遵循抛物线规律;Cr、Ni含量的增加可提高材料耐腐蚀性能,310S、Incoloy-800H和Inconel-625耐腐蚀性能优于316NG;310S和316NG在超临界二氧化碳环境中存在渗碳行为,材料渗碳现象可能会加速材料的腐蚀并影响其力学性能。本研究评价了不同候选材料与超临界二氧化碳的相容性,为超临界二氧化碳核能动力转换系统关键部件材料性能的评估及应用提供了关键性实验数据支撑。

关键词：超临界二氧化碳材料腐蚀渗碳

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堵流工况下棒束子通道流场实验与模拟研究

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原子能科学技术 2023年第1期57卷 94-103页

作者：陈登高毕景良黄彦平袁德文昝元峰徐建军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四川成都610213

为探究堵流状态下的棒束子通道流场和流量分布特征,本文使用激光粒子测速(PIV)方法对5×5棒束子通道在堵流情况下的流场和子通道流量进行了实验测量,同时使用数值模拟方法进行模拟分析,得到子通道最大堵流比例72%情况下的子通道下... 详细信息

为探究堵流状态下的棒束子通道流场和流量分布特征,本文使用激光粒子测速(PIV)方法对5×5棒束子通道在堵流情况下的流场和子通道流量进行了实验测量,同时使用数值模拟方法进行模拟分析,得到子通道最大堵流比例72%情况下的子通道下游流场以及子通道流量分布数据,结果表明:子通道堵塞会导致对应子通道流速和流量出现明显降低,非堵塞通道的明显加强。对于实验测试的最大72%堵流比例,堵塞物对下游约0.5D范围影响最大,其子通道流速仅有平均流速的约30%,中心堵流子通道流量仅为平均流量的25%左右。使用浸入界面方法模拟了堵流工况,结果表明:该方法能快速有效地模拟子通道堵流情况,堵塞物带来的局部回流是导致堵流件下游0.5D范围内流速过低的主要原因。

关键词：棒束子通道流场棒束子通道流量堵流数值模拟浸入界面方法

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垂直向上窄间隙矩形通道内单相传热特性实验研究

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核动力工程 2020年第S02期41卷 159-162页

作者：宋明亮马建黄彦平何子昂田皓文张雨周禹中国核动力研究设计院技术开发与支持处成都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

以垂直向上窄间隙矩形通道为研究对象,开展了恒热流密度加热条件下的单相传热特性实验研究。根据测量的温度、流量、压降和热流密度,获得一定工况范围涵盖层流、过渡和湍流流动的平均努谢尔数实验数据,并基于实验数据对现有的预测关系... 详细信息

以垂直向上窄间隙矩形通道为研究对象,开展了恒热流密度加热条件下的单相传热特性实验研究。根据测量的温度、流量、压降和热流密度,获得一定工况范围涵盖层流、过渡和湍流流动的平均努谢尔数实验数据,并基于实验数据对现有的预测关系式进行了对比评价。结果表明,Shah和London、Dittus-Boelter、Gnielinski提出的努谢尔数预测关系式均与实验数据具有良好的一致性,本实验得到的数据可为运动条件下的非等温传热特性研究提供对比依据。

关键词：窄间隙矩形通道垂直向上流动单相传热特性

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垂直向上窄间隙矩形通道内单相流动特性实验研究

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核动力工程 2021年第2期42卷 88-92页

作者：宋明亮马建黄彦平张雨林震霞中国核动力研究设计院技术开发与支持处成都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

以垂直向上窄间隙矩形通道为研究对象,开展了恒热流密度加热条件下的单相流动特性实验研究。根据测量的温度、流量、压降和热流密度,获得一定工况范围内层流、过渡流和湍流流动的非等温摩擦系数实验数据,并基于这些实验数据对现有的预... 详细信息

以垂直向上窄间隙矩形通道为研究对象,开展了恒热流密度加热条件下的单相流动特性实验研究。根据测量的温度、流量、压降和热流密度,获得一定工况范围内层流、过渡流和湍流流动的非等温摩擦系数实验数据,并基于这些实验数据对现有的预测关系式进行了对比评价。结果表明,由Kays和Clark提出的层流等温摩擦系数关系式以及由Blasius、Techo、Moody提出的湍流等温摩擦系数关系式的预测结果均与相应的实验结果具有较好的一致性。

关键词：窄间隙矩形通道单相流动特性非等温摩擦系数

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