检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2014年第4期48卷 642-647页

作者：徐莉臧金光曾小康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610041 清华大学工程物理系北京100084

超临界水冷堆是以超临界水作为冷却剂和慢化剂的第4代核能系统之一,超临界水在拟临界区附近剧烈的物性变化会给通道内的压降特性带来影响。本文分析了超临界条件下重力压降、加速压降和摩擦压降的特点,并对具体的计算方式提供了一些建... 详细信息

超临界水冷堆是以超临界水作为冷却剂和慢化剂的第4代核能系统之一,超临界水在拟临界区附近剧烈的物性变化会给通道内的压降特性带来影响。本文分析了超临界条件下重力压降、加速压降和摩擦压降的特点,并对具体的计算方式提供了一些建议和参考:重力压降需考虑沿程的积分效应;基于隐式PKN公式得到了显式PKN公式,用于求解等温流动摩擦系数;采用CFD数值分析工具比较了超临界条件下不同摩擦关系式的异同,发现Kirillov公式与CFD计算结果较为接近。

关键词：超临界水积分效应摩擦系数物性效应

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摇摆条件下圆管通道内气-液两相压降特性研究

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核动力工程 2017年第2期38卷 28-31页

作者：周慧辉谢添舟徐建军陈炳德张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610041 华能山东石岛湾核电有限公司山东荣成264312

开展了摇摆条件下圆管通道内气-液两相压降特性实验研究,获得了摇摆条件下实验段内瞬时及时均压降。构建了摇摆条件下两相压降计算模型构建,与实验结果对比符合很好。根据实验数据和模型计算结果分析摇摆条件对两相压降特性的影响规律,... 详细信息

开展了摇摆条件下圆管通道内气-液两相压降特性实验研究,获得了摇摆条件下实验段内瞬时及时均压降。构建了摇摆条件下两相压降计算模型构建,与实验结果对比符合很好。根据实验数据和模型计算结果分析摇摆条件对两相压降特性的影响规律,发现摇摆条件下通道内瞬时总压降呈现周期性波动,但其时均值和静止时相比偏差不大。进一步分析发现,摇摆条件下摩擦压降基本不变,摇摆运动引入的附加压降可忽略不计,而摇摆条件下重位压降的周期性波动是总压降出现周期性波动的原因。

关键词：两相流压降摇摆运动

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基于DVI管失水事故试验的CATHARE程序模拟评价

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核动力工程 2018年第1期39卷 64-68页

作者：彭传新李昊翔昝元锋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 哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001

采用CATHARE程序对直接注入(DVI)管失水事故(LOCA)试验进行了数值模拟。研究发现:DVI管LOCA中系统卸压、非能动安注、堆芯冷却等主要过程和物理现象得到了较好的模拟。一回路系统压力、堆芯补水箱(CMT)安注流量、安注箱(ACC)安注流量、... 详细信息

采用CATHARE程序对直接注入(DVI)管失水事故(LOCA)试验进行了数值模拟。研究发现:DVI管LOCA中系统卸压、非能动安注、堆芯冷却等主要过程和物理现象得到了较好的模拟。一回路系统压力、堆芯补水箱(CMT)安注流量、安注箱(ACC)安注流量、内置换料水箱(IRWST)安注流量以及堆芯流体温度等参数的计算结果和试验数据符合较好。研究结果表明,CATHARE程序可以用于失水事故下非能动安注系统瞬态特性模拟分析。

关键词： CATHARE DVI管失水事故非能动安注

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槽缝射流对环形叶栅端壁气膜冷却性能影响的实验研究

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西安交通大学学报 2019年第11期53卷 63-70页

作者：祝培源陶志姚韵嘉宋立明李军西安交通大学叶轮机械研究所西安710049 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

为了研究槽缝射流对环形叶栅端壁气膜冷却性能的影响,建立了考虑槽缝射流的环形叶栅端壁气膜冷却实验平台。在不同质量流量比条件下,利用红外测温技术研究了槽缝结构形式(均匀槽缝、收缩槽缝)对不同射流角下端壁气膜冷却效果的影响。结... 详细信息

为了研究槽缝射流对环形叶栅端壁气膜冷却性能的影响,建立了考虑槽缝射流的环形叶栅端壁气膜冷却实验平台。在不同质量流量比条件下,利用红外测温技术研究了槽缝结构形式(均匀槽缝、收缩槽缝)对不同射流角下端壁气膜冷却效果的影响。结果表明:提高槽缝射流的质量流量比,可增强对叶栅端壁的气膜冷却效果。与原始均匀槽缝相比,收缩槽缝由于提高了槽缝射流出口的动量,能够显著提高不同射流角下的端壁气膜冷却性能,且明显扩展了气膜覆盖范围。与45°射流角相比,90°射流角时由于前缘涡系增强,槽缝射流所产生的端壁气膜冷却效果有所减弱。90°射流角时,采用收缩槽缝所带来的气膜冷却性能提升比45°射流角时更显著。

关键词：槽缝射流红外测温气膜冷却环形叶栅

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超临界流动不稳定性实验的通道不对称性研究

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原子能科学技术 2013年第11期47卷 1983-1988页

作者：熊挺闫晓于俊崇黄善仿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 清华大学工程物理系北京100084

针对国内外超临界水流动不稳定性实验研究的匮乏,结合并联双通道实验研究和数值计算成果,对影响实验可行性的通道不对称性进行了分析和讨论。分析了超临界水并联双通道流动不稳定性实验中流量脉动的变化过程,并采用自编程序对系统的稳... 详细信息

针对国内外超临界水流动不稳定性实验研究的匮乏,结合并联双通道实验研究和数值计算成果,对影响实验可行性的通道不对称性进行了分析和讨论。分析了超临界水并联双通道流动不稳定性实验中流量脉动的变化过程,并采用自编程序对系统的稳态特性和瞬态特性进行求解。结果表明:双通道流量不对称会降低实验的可行性;流量不对称性由几何结构不对称性引起;超临界水的物性变化规律导致流量不对称性在流体温度跨过拟临界的过程中被放大;流量不对称的程度受流体温度和双通道总流量影响,实验过程中可通过减小双通道总流量来提高实验的可行性。

关键词：不对称性实验可行性超临界水流动不稳定性并联双通道

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小型氟盐冷却高温堆耦合布雷顿循环系统分析与研究

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核动力工程 2022年第5期43卷 20-26页

作者：刘秀婷黄彦平汪杨乐刘光旭卓文彬李新宇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 西安交通大学能源与动力工程学院西安710049

为满足小型氟盐冷却高温堆(FHR)能量转换需求,开发与之匹配的高效、紧凑、无水冷却动力转换系统,本文对比了超临界二氧化碳(SCO_(2))、空气、氩气(Ar)、氮气(N_(2))、氙气(Xe)5种气体工质在不同布雷顿循环构型中的热电转换效率、㶲效率、... 详细信息

为满足小型氟盐冷却高温堆(FHR)能量转换需求,开发与之匹配的高效、紧凑、无水冷却动力转换系统,本文对比了超临界二氧化碳(SCO_(2))、空气、氩气(Ar)、氮气(N_(2))、氙气(Xe)5种气体工质在不同布雷顿循环构型中的热电转换效率、㶲效率、㶲损失分布。研究发现,SCO_(2)布雷顿循环相比其它工质循环具有最高的热电转换效率和㶲效率,且结构更为紧凑,易于小型化和模块化,与小型氟盐冷却高温堆耦合更具优势;进而对SCO_(2)布雷顿循环进行构型优化,得出匹配小型氟盐冷却高温堆的最佳循环构型方式,构成固有安全模块化小型氟盐冷却高温堆热电转换系统,为西部能源利用提供新研究思路。

关键词：小型氟盐冷却高温堆(FHR) 布雷顿循环超临界二氧化碳(SCO_(2)) 㶲分析

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压力管式超临界水堆极限事故下“无堆芯熔化”概念评估

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核动力工程 2021年第5期42卷 156-161页

作者：吴攀任彦昊单建强黄彦平西安交通大学核科学与技术学院西安710049 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

在自主研发的事故分析程序SCTRAN的基础上,开发并验证了二维导热模型和辐射换热模型,并将改进后的SCTRAN应用于加拿大压力管式超临界水堆在失水事故(LOCA)叠加丧失紧急堆芯冷却系统(LOECC)事故中的堆芯安全评估,并对燃料棒到慢化剂之间... 详细信息

在自主研发的事故分析程序SCTRAN的基础上,开发并验证了二维导热模型和辐射换热模型,并将改进后的SCTRAN应用于加拿大压力管式超临界水堆在失水事故(LOCA)叠加丧失紧急堆芯冷却系统(LOECC)事故中的堆芯安全评估,并对燃料棒到慢化剂之间的传热效率以及关键的影响因素进行了评估。计算结果表明,在LOCA叠加LOECC工况下,燃料棒到燃料通道的辐射换热和燃料棒到蒸汽的自然对流换热能够有效导出反应堆的衰变余热,最高功率的燃料组件内、外圈燃料棒的最高包壳温度分别为1278℃和1192℃,均低于不锈钢包壳的熔化温度,因此整个事故过程中不会发生堆芯熔化。

关键词：失水事故压力管式超临界水堆(PT-SCWR) 无堆芯熔化辐射换热二维导热

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超临界二氧化碳核能系统负荷运行策略研究

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西安交通大学学报 2023年第5期57卷 136-148页

作者：薛琪冯民马云铎吴攀单建强黄彦平西安交通大学核科学与技术学院西安710049 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

为了确保超临界二氧化碳再压缩布雷顿循环直接冷却核能系统在变负荷工况下的安全经济运行,利用稳态和瞬态回热器换热实验验证了自主研发的瞬态分析程序SCTRAN/CO_(2)在预测布雷顿循环动态特性方面的可行性,并以该程序作为分析工具,开展... 详细信息

为了确保超临界二氧化碳再压缩布雷顿循环直接冷却核能系统在变负荷工况下的安全经济运行,利用稳态和瞬态回热器换热实验验证了自主研发的瞬态分析程序SCTRAN/CO_(2)在预测布雷顿循环动态特性方面的可行性,并以该程序作为分析工具,开展了超临界二氧化碳再压缩布雷顿循环核能系统分别在反应堆反应性扰动和二次侧冷却水流量扰动两种典型瞬态工况下的开环动态特性研究,开发了主压缩机入口温度恒定、堆芯出口温度恒定及改变循环工质装量的负荷运行策略,研究了系统在100%~50%~100%变负荷工况下的瞬态响应。结果表明,装量控制策略能实现以额定满功率5%/min的速率追踪负荷,并保证系统安全经济运行。此过程中,堆芯压力波动0.6 MPa,堆芯出口温度波动不超过5℃。研究获得的瞬态分析工具、开环特性和控制策略为此核能系统的负荷运行策略研究提供了参考。

关键词：超临界二氧化碳直接冷却反应堆再压缩布雷顿循环动态特性负荷运行策略

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熔融物材料扩散系数的从头算分子动力学计算

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核动力工程 2023年第1期44卷 73-78页

作者：徐博赵龙邓俊楷黎阳郭可蓉宫厚军西安交通大学金属材料强度国家重点实验室西安710049 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

为获得核反应堆严重事故后期反应堆压力容器(RPV)下腔室内熔融物微观组织的演化规律,需要对熔融物的材料物理性质进行研究。以熔融池中发生熔化过程的实际材料,包括燃料芯块UO_(2)、包壳管熔融后的U-Zr-O材料以及不锈钢构件熔融后的U-F... 详细信息

为获得核反应堆严重事故后期反应堆压力容器(RPV)下腔室内熔融物微观组织的演化规律,需要对熔融物的材料物理性质进行研究。以熔融池中发生熔化过程的实际材料,包括燃料芯块UO_(2)、包壳管熔融后的U-Zr-O材料以及不锈钢构件熔融后的U-Fe-O材料为研究对象,采用基于第一性原理的从头算分子动力学模拟了熔融物材料高温液态下的原子扩散行为。研究结果表明,在高温液相中的U、Zr、Fe、O的原子扩散系数与原子质量呈负相关,且在相同温度下受组分的影响较小,仍保持相对稳定的比例关系。不同原子扩散系数的差异理论上会导致熔融池形成分层结构,因此,可对比上述3种材料在高温液态下各种原子的扩散系数,确定直接的量化关系,为在大尺度下进一步研究熔融物微观组织的演化奠定基础。

关键词：熔融物二氧化铀扩散系数从头算分子动力学

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纵向涡强化汽-液两相传热特性研究

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核动力工程 2012年第6期33卷 55-60页

作者：黄军黄彦平马建王艳林王秋旺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 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安710049

开展窄间隙矩形通道内纵向涡强化汽-液两相沸腾传热实验。带纵向涡发生器通道和光滑通道实验数据表明:两相沸腾传热系数主要受质量流速影响,而含汽率和入口压力对其影响较小;随着纵向涡发生器的加入,窄间隙矩形通道内沸腾换热机理有较... 详细信息

开展窄间隙矩形通道内纵向涡强化汽-液两相沸腾传热实验。带纵向涡发生器通道和光滑通道实验数据表明:两相沸腾传热系数主要受质量流速影响,而含汽率和入口压力对其影响较小;随着纵向涡发生器的加入,窄间隙矩形通道内沸腾换热机理有较大变化;纵向涡使汽-液两相沸腾传热系数提高1.1%～25.8%。

关键词：工程热物理两相流强化传热纵向涡窄间隙矩形通道

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