检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2014年第2期35卷 33-36页

作者：臧金光闫晓黄善仿黄彦平于俊崇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 清华大学工程物理系北京100084

超临界水冷堆燃料组件多采用稠密栅格布置,用绕丝进行定位,绕丝可增强通道间的交混能力,对通道的换热特征会产生明显影响。以含绕丝的小棒束2×2组件为分析对象,采用计算流体动力学(CFD)方法分析超临界条件下绕丝对换热特征的影响... 详细信息

超临界水冷堆燃料组件多采用稠密栅格布置,用绕丝进行定位,绕丝可增强通道间的交混能力,对通道的换热特征会产生明显影响。以含绕丝的小棒束2×2组件为分析对象,采用计算流体动力学(CFD)方法分析超临界条件下绕丝对换热特征的影响。分析结果表明:绕丝会改善通道的换热能力,抑制周向不均匀分布,但也可能在局部产生壁温峰值。在数值计算中发现壁温峰值的成因有两类,并对二者的成因进一步叙述,分析绕丝结构参数对换热特性的影响。

关键词： 2×2棒束绕丝壁温峰值传热特性

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单直管振动式流体密度计性能实验研究

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核动力工程 2012年第S1期33卷 19-22页

作者：吕发张小章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 清华大学工程物理系北京100084

通过单相水实验及改变气-液两相流含气量模拟不同流体密度的实验,研究振动、流量、压力对单直管振动式流体密度计测量性能的影响。结果表明,振动管横向平行振动模式较绕中心点的转动模式更适合用于密度测量;流量的变化对密度测量几乎没... 详细信息

通过单相水实验及改变气-液两相流含气量模拟不同流体密度的实验,研究振动、流量、压力对单直管振动式流体密度计测量性能的影响。结果表明,振动管横向平行振动模式较绕中心点的转动模式更适合用于密度测量;流量的变化对密度测量几乎没有影响,而系统振动、管内压力对流体密度测量的影响不可忽略。文中还给出了修正压力变化对测量结果影响修正关系式。

关键词：振动管密度计流体

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窄流道内过冷流动沸腾汽泡凝结过程的数值模拟研究

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核动力工程 2011年第6期32卷 86-90页

作者：潘良明谭智威闫晓徐建军黄彦平重庆大学动力工程学院重庆400044 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

建立过冷流动沸腾汽泡凝结质量及能量传递模型,采用流体体积法(VOF)多相流模型,对汽泡凝结过程进行数值模拟。模拟结果与相应条件下的实验结果吻合较好,误差在±20%之内,能够反映真实参数变化过程。根据模拟结果分析汽泡初始尺寸、... 详细信息

建立过冷流动沸腾汽泡凝结质量及能量传递模型,采用流体体积法(VOF)多相流模型,对汽泡凝结过程进行数值模拟。模拟结果与相应条件下的实验结果吻合较好,误差在±20%之内,能够反映真实参数变化过程。根据模拟结果分析汽泡初始尺寸、过冷度和系统压力等因素对汽泡凝结行为的影响。结果表明:汽泡凝结时间与汽泡初始尺寸成正比;随着过冷度增加,汽泡凝结时间将大幅减少;汽泡凝结过程中,汽泡周围会出现旋涡,过冷度越高,旋涡越强烈;在过冷度较高时,汽泡内部也会出现旋涡;随着流道内压力升高,汽泡在过冷流体中的存活时间将大大增加。

关键词：窄流道过冷沸腾汽泡凝结模型 VOF模型

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生长及脱离汽泡附壁接触直径经验关系式

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核动力工程 2011年第2期32卷 103-106页

作者：陈德奇潘良明黄彦平重庆大学动力工程学院重庆400044 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

对汽泡附壁接触直径随汽泡生长的变化过程进行了现象描述和理论分析。对大量已有文献中相关的实验数据进行分析,得到汽泡无因次附壁接触直径随无量纲汽泡生长时间的变化关系,提出了与无量纲汽泡生长速度、无量纲汽泡半径相关的汽泡附壁... 详细信息

对汽泡附壁接触直径随汽泡生长的变化过程进行了现象描述和理论分析。对大量已有文献中相关的实验数据进行分析,得到汽泡无因次附壁接触直径随无量纲汽泡生长时间的变化关系,提出了与无量纲汽泡生长速度、无量纲汽泡半径相关的汽泡附壁接触直径经验关系式。在确定此关系式中的2个系数后,关系式能很好地预测文献中的汽泡附壁接触直径,误差在±20%以内。

关键词：汽泡附壁接触直径汽泡生长经验关系式

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竖直矩形窄流道内空泡行为对压降的影响特性

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核动力工程 2012年第S1期33卷 75-79,84页

作者：陈德奇任松潘良明袁德文刘斌低品位能源利用技术及系统重点实验室(重庆大学) 重庆400044 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

对竖直矩形窄流道内的沸腾流动开展可视化实验研究,以探讨空泡行为对压降的影响特性。研究发现:在相同热工参数下,窄流道内的大量汽泡产生(OSV)点会早于常规流道出现。基于实验研究结果建立了计算窄流道内真实干度和空泡份额的关系式。... 详细信息

对竖直矩形窄流道内的沸腾流动开展可视化实验研究,以探讨空泡行为对压降的影响特性。研究发现:在相同热工参数下,窄流道内的大量汽泡产生(OSV)点会早于常规流道出现。基于实验研究结果建立了计算窄流道内真实干度和空泡份额的关系式。窄流道内的空泡行为对压降有着重要的影响,且汽团形成会很容易造成窄流道的阻塞;然而,流道出口空泡份额的增加并不会导致总压降的单调性增加。

关键词：窄流道压降汽泡动力学

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并行双通道内超临界水流动不稳定性数值分析

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核动力工程 2012年第2期33卷 62-65页

作者：熊挺闫晓俞冀阳曾小康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 清华大学工程物理系北京100084

采用时域法对超临界水冷堆(SCWR)中可能出现的并行通道流动不稳定性进行分析,建立适用于并行双通道内超临界水流动不稳定性分析的数值计算模型,对质量、动量及能量方程进行隐式差分离散求解,自行编制计算程序SCIA。采用SCIA分析双通道... 详细信息

采用时域法对超临界水冷堆(SCWR)中可能出现的并行通道流动不稳定性进行分析,建立适用于并行双通道内超临界水流动不稳定性分析的数值计算模型,对质量、动量及能量方程进行隐式差分离散求解,自行编制计算程序SCIA。采用SCIA分析双通道结构堆芯流动特性,计算得到超临界条件下的水动力曲线,研究了系统参数对超临界水流动稳定性的影响规律。结果表明:静态流动不稳定性在SCWR中很难发生;超临界下的系统参数影响规律与亚临界具有相似性。

关键词：并行双通道流动不稳定性时域法超临界水冷堆

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URANS与LES对带分裂式交混叶片定位格架5×5棒束通道流场数值模拟研究

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核动力工程 2018年第6期39卷 1-4页

作者：王宁波肖泽军周磊昝元峰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 华龙国际核电技术有限公司北京100037

利用非定常雷诺平均纳维斯托克斯模拟(URANS)和大涡模拟(LES)对带分裂式交混叶片定位格架5×5棒束通道流动特性进行了研究。数值计算中建模考虑了格架条带、交混叶片等几何结构对流场的影响,并将模拟结果与MATiS-H基准实验进行了对... 详细信息

利用非定常雷诺平均纳维斯托克斯模拟(URANS)和大涡模拟(LES)对带分裂式交混叶片定位格架5×5棒束通道流动特性进行了研究。数值计算中建模考虑了格架条带、交混叶片等几何结构对流场的影响,并将模拟结果与MATiS-H基准实验进行了对比。结果表明,URANS与LES均能较好地模拟格架下游3个流速分量时均值;对于格架下游流速分量脉动值,URANS中非定常SST k–ω模型几乎不能够模拟出流速脉动值,非定常RSM模型对于流速脉动值模拟比实验值偏低。与URANS相比,LES能相对较为准确地模拟流速脉动值,然而LES对格架附近流速脉动值模拟结果与MATiS-H基准实验相比仍然偏低。

关键词： URANS LES 速度脉动分裂式交混叶片定位格架

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倾角变化的窄缝通道内CHF理论模型

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核动力工程 2012年第S1期33卷 90-94页

作者：张亚培田文喜秋穗正苏光辉余红星闫晓西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统工程设计技术重点实验室成都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

对倾角变化的矩形窄缝通道的临界热流密度(CHF)进行分析,基于逆向对流限制(CCFL)机理建立相应的理论分析模型,并将该理论模型的预测结果与已有的实验结果进行对比。结果表明:当矩形窄缝通道尺寸为1 mm和2 mm,且倾角在范围在15°~90&... 详细信息

对倾角变化的矩形窄缝通道的临界热流密度(CHF)进行分析,基于逆向对流限制(CCFL)机理建立相应的理论分析模型,并将该理论模型的预测结果与已有的实验结果进行对比。结果表明:当矩形窄缝通道尺寸为1 mm和2 mm,且倾角在范围在15°~90°时,预测结果与实验值符合得比较好;在倾角小于15°时,理论模型对CHF的预测明显小于实验值;修正的Katto-Kosho关系式可以比较准确地预测倾角小于15°时的CHF值;当通道尺寸为5 mm和10 mm时,预测值比实验值大,这表明基于CCFL机理的CHF预测理论模型仅适用于通道尺寸小于等于2 mm的窄缝通道。

关键词：临界热流密度矩形窄缝逆向对流限制

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超临界二氧化碳核能动力系统的兴起和发展

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原子能科学技术 2023年第9期57卷 1665-1680页

作者：黄彦平刘旻昀卓文彬叶绿唐佳陈尧兴刘睿龙刘秀婷唐瑜赵学斌宫厚军昝元锋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 清华大学工程物理系北京100084

超临界二氧化碳(S-CO_(2))核能动力系统以S-CO_(2)为工质,通过直接或间接循环将核释热转换为电能或机械能。本文总结了国际上S-CO_(2)核能动力系统的概念初创、研究重启、协同创新3个历史阶段近60年的发展历程,分析了S-CO_(2)核能动力... 详细信息

超临界二氧化碳(S-CO_(2))核能动力系统以S-CO_(2)为工质,通过直接或间接循环将核释热转换为电能或机械能。本文总结了国际上S-CO_(2)核能动力系统的概念初创、研究重启、协同创新3个历史阶段近60年的发展历程,分析了S-CO_(2)核能动力系统在核反应堆设计、材料工艺、热工流体力学、换热器、涡轮发电系统、系统运行、控制及安全策略等方面的研究现状,并提出了S-CO_(2)核能动力系统在基础研究和工程攻关中面临的技术挑战和攻关方向。目前,以中美为代表的能源强国已初步完成S-CO_(2)动力转换系统的实验室级测试,预计可在5~10年内实现中等规模工程示范甚至规模化应用。S-CO_(2)核能动力系统基本具备了走向工程的前提条件,有望引领先进核能技术变革。

关键词：超临界二氧化碳布雷顿循环核反应堆核能动力系统

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自由液面饱和工况下压力容器外部自然循环及CHF的特性分析

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核动力工程 2016年第6期37卷 28-32页

作者：胡强闫晓黄善仿黄彦平于俊崇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 清华大学工程物理系北京100084

基于一维稳态两相守恒方程、低流速过冷沸腾净蒸汽点计算方法和漂移流模型,建立反应堆压力容器(RPV)外部自然循环特征分析的数值计算模型。结合SULTAN关系式,综合分析熔融物衰变热功率、流道间隙、入口阻力系数和堆腔淹没水位对RPV外部... 详细信息

基于一维稳态两相守恒方程、低流速过冷沸腾净蒸汽点计算方法和漂移流模型,建立反应堆压力容器(RPV)外部自然循环特征分析的数值计算模型。结合SULTAN关系式,综合分析熔融物衰变热功率、流道间隙、入口阻力系数和堆腔淹没水位对RPV外部冷却过程的影响。

关键词：熔融物堆内滞留(IVR) 自然循环数值计算

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