检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2011年第4期32卷 52-57页

作者：李虹波陈炳德熊万玉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

在流动传热基础试验平台上进行了矩形通道干涸后过渡沸腾传热试验。对过渡沸腾的传热特性进行分析;对进口含汽率、质量流速、系统压力等各热工水力参数对过渡沸腾传热的影响进行试验研究。结果表明:干涸后过渡沸腾是一个不稳定的传热过... 详细信息

在流动传热基础试验平台上进行了矩形通道干涸后过渡沸腾传热试验。对过渡沸腾的传热特性进行分析;对进口含汽率、质量流速、系统压力等各热工水力参数对过渡沸腾传热的影响进行试验研究。结果表明:干涸后过渡沸腾是一个不稳定的传热过程,壁面温度发生明显的脉动,过渡沸腾会引起质量流速和流道进出口压降等流动参数的脉动;进口含汽率的增加会导致过渡沸腾热流密度减小,壁面温度升高,传热系数减小;质量流速的增大或者系统压力的升高均会导致过渡沸腾热流密度增大,壁面温度降低,传热系数增大。

关键词：矩形通道干涸过渡沸腾热工水力

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跨临界时二氧化碳体系微观结构特征的分子动力学模拟

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核动力工程 2021年第4期42卷 14-20页

作者：唐佳黄彦平王俊峰臧金光刘光旭刘睿龙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

应用分子动力学模拟方法研究了跨越临界点时二氧化碳体系微观结构特性。径向分布函数的分析表明,临界点前后体系内短程序结构变化很小,主要受分子间极强的近邻相互作用的强化效果影响,第一近邻配位数的分析进一步显示近程结构的变化以... 详细信息

应用分子动力学模拟方法研究了跨越临界点时二氧化碳体系微观结构特性。径向分布函数的分析表明,临界点前后体系内短程序结构变化很小,主要受分子间极强的近邻相互作用的强化效果影响,第一近邻配位数的分析进一步显示近程结构的变化以配对分子数量的变化为主;气态条件下的二氧化碳体系仍呈"近程有序且长程无序"状态;静态结构因子的分析表明,拟临界区体系中存在中远程有序结构;定义了无序距离,该参数的突增表明了临界点附近分子间相互作用距离剧烈增大。

关键词：超临界二氧化碳跨临界微观特性分子动力学模拟

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全厂断电事故下模块化小堆非能动余热排出系统实验研究

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核动力工程 2016年第S2期37卷 129-134页

作者：张妍鲁晓东彭传新白雪松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

针对模块化小堆非能动安全系统(PRHRS)的设计特点,建立了非能动安全系统综合实验装置CREST。在CREST实验装置上,进行了全厂断电事故短期性能实验,研究了PRHRS的冷却能力及运行特性。研究结果表明:全厂断电事故发生后,PRHRS能正常启动,... 详细信息

针对模块化小堆非能动安全系统(PRHRS)的设计特点,建立了非能动安全系统综合实验装置CREST。在CREST实验装置上,进行了全厂断电事故短期性能实验,研究了PRHRS的冷却能力及运行特性。研究结果表明:全厂断电事故发生后,PRHRS能正常启动,非能动余热排出冷却器和蒸汽发生器之间能形成0.4 t/h稳定的两相自然循环流量,并有效地将堆芯衰变热量和显热带入安全壳水池(CWT)。堆芯补水箱(CMT)中的冷水可以有效注入反应堆压力容器冷却堆芯。在事故过程中,一回路系统最高压力为16.3 MPa,低于安全阀开启压力16.9 MPa,堆芯冷却剂平均温度可以冷却至210℃以下,反应堆处于安全运行状态。

关键词：模块化小堆非能动余热排出系统(PRHRS) 全厂断电事故

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定位格架对棒束通道出口温场分布影响研究

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核动力工程 2024年第2期45卷 116-122页

作者：仇子铖谢士杰郎雪梅李朋洲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

为分析定位格架交混能力,进一步优化定位格架热工设计方法。本文通过实验研究不同结构定位格架对棒束通道出口温场分布的影响。实验中,系统压力为7.0~16.5 MPa,质量流速为900~4500 kg·m^(-2)·s^(-1),实验段进出口温差为30~12... 详细信息

为分析定位格架交混能力,进一步优化定位格架热工设计方法。本文通过实验研究不同结构定位格架对棒束通道出口温场分布的影响。实验中,系统压力为7.0~16.5 MPa,质量流速为900~4500 kg·m^(-2)·s^(-1),实验段进出口温差为30~128℃。实验结果表明,在压水堆运行参数范围内,对于相同定位格架结构形式,不同压力、进出口温差、质量流速等热工参数条件下棒束通道出口截面子通道最高温度和最低温度的差值与进出口温差的比值没有明显变化趋势;交混翼主导了定位格架的交混作用,II型交混翼带来较强的交混作用;对于D型定位格架,非对称的条带结构会导致流场整体出现一定的偏转,一定程度上降低了定位格架的交混作用。

关键词：定位格架棒束通道温场分布

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临界点附近CO_(2)物性畸变特性的分子动力学研究

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核动力工程 2021年第4期42卷 73-79页

作者：唐佳黄彦平王俊峰臧金光刘光旭刘睿龙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

通过分子动力学模拟方法,从微观角度研究了临界点附近CO_(2)物性畸变特性。分子动力学模拟表明COMPASS力场在远离临界点时具有较高精度,在临界点附近精度较低但可反映密度畸变现象。通过划分模拟空间,获得体系密度涨落特性,分析表明,临... 详细信息

通过分子动力学模拟方法,从微观角度研究了临界点附近CO_(2)物性畸变特性。分子动力学模拟表明COMPASS力场在远离临界点时具有较高精度,在临界点附近精度较低但可反映密度畸变现象。通过划分模拟空间,获得体系密度涨落特性,分析表明,临界点附近存在很大的密度涨落,且临界点前后密度涨落值呈现不对称特性;在CO_(2)分子上建立局部坐标,并定义了二聚体构型三参数描述方法,该描述方法能够全面描述二聚体构型分布,模拟结果显示在平行构型、T构型及十字构型中,T构型出现概率最高,3种构型的转变与物性畸变或存在紧密关联。

关键词：超临界二氧化碳物性畸变微观特性分子动力学模拟

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基于系统工程的数字实验系统架构设计技术研究

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核动力工程 2024年第S01期45卷 6-12页

作者：曾小康黄彦平张利琴袁德文徐建军孙宇翔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

为建立基于系统工程(SE)的数字化集成研发与交付环境,进行了核动力工程实验数字化集成研发平台的设计,即数字实验系统的顶层架构优化及功能构成和运行逻辑的详细架构设计。以此为基础开发了核动力工程数字实验系统,并以二次侧非能动余... 详细信息

为建立基于系统工程(SE)的数字化集成研发与交付环境,进行了核动力工程实验数字化集成研发平台的设计,即数字实验系统的顶层架构优化及功能构成和运行逻辑的详细架构设计。以此为基础开发了核动力工程数字实验系统,并以二次侧非能动余热排出系统实验项目为对象进行实例化应用验证。验证结果表明:所建立的核动力工程数字实验系统架构体系能够满足核动力工程实验的数字化集成研发与交付所需的实验任务策划分解、质量流程管控、工具软件封装集成、协同设计仿真、知识积累与伴随、过程数据追溯、实验成果结构化轻量化交付等功能,可实现任务、工具、知识、数据和成果的贯穿融合,有效提升实验研发效率和质量。

关键词：系统工程(SE) 数字实验架构设计数字化集成研发

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超临界二氧化碳在核反应堆系统中的应用

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核动力工程 2012年第3期33卷 21-27页

作者：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

基于超临界二氧化碳布雷顿循环的基本原理,分析其应用于核反应堆系统的主要优势,介绍目前国际上超临界二氧化碳应用于核反应堆系统的相关研究进展,对超临界二氧化碳工质在我国未来先进核能技术研发中潜在的应用对象进行探讨,并提出相关... 详细信息

基于超临界二氧化碳布雷顿循环的基本原理,分析其应用于核反应堆系统的主要优势,介绍目前国际上超临界二氧化碳应用于核反应堆系统的相关研究进展,对超临界二氧化碳工质在我国未来先进核能技术研发中潜在的应用对象进行探讨,并提出相关建议。

关键词：超临界二氧化碳布雷顿循环核反应堆应用

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简单通道内超临界水传热特性实验研究

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核动力工程 2013年第1期34卷 101-107页

作者：李永亮曾小康黄志刚闫晓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成都610041

针对各国超临界水冷堆燃料组件设计方案,选取圆管、圆环形通道、方环形通道3种具有热工水力代表性的简单通道,开展超临界条件下水工质的传热特性实验研究。实验结果表明,热流密度、质量流速和压力3种热工参数对不同简单通道传热特性的... 详细信息

针对各国超临界水冷堆燃料组件设计方案,选取圆管、圆环形通道、方环形通道3种具有热工水力代表性的简单通道,开展超临界条件下水工质的传热特性实验研究。实验结果表明,热流密度、质量流速和压力3种热工参数对不同简单通道传热特性的影响趋势基本一致;在相同质量流速和压力下,换热系数在靠近拟临界温度处存在峰值,且随热流密度的增大而减小;在相同热流密度和压力下,相同主流体焓处对应的换热系数随着质量流速增加而增加;压力对超临界水传热特性影响较弱,仅在拟临界区域内换热系数峰值稍有不同;实验中出现了拟临界区域的传热恶化现象,传热恶化发生时壁温出现局部峰值。

关键词：超临界水简单通道传热实验研究

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系统工程方法论在核反应堆数字实验中的应用研究

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核动力工程 2020年第3期41卷 177-182页

作者：曾小康黄彦平张利琴郎雪梅昝元峰袁德文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

核反应堆工程实验系统的复杂性一直是制约核反应堆工程实验技术攻关和创新的重要因素之一。为提升应对核反应堆工程实验系统复杂性的能力和手段,引入数字实验概念,目的是建立适用于核反应堆工程实验全生命周期的统一高效的业务执行环境... 详细信息

核反应堆工程实验系统的复杂性一直是制约核反应堆工程实验技术攻关和创新的重要因素之一。为提升应对核反应堆工程实验系统复杂性的能力和手段,引入数字实验概念,目的是建立适用于核反应堆工程实验全生命周期的统一高效的业务执行环境。本文基于系统工程方法论详细阐述了数字实验平台的顶层架构,包括由V模型和业务场景图构成的业务流程架构,由数据模型化知识化逻辑图构成的实验基础架构,以及由业务层的业务管理系统、应用层的实验设计仿真环境系统、知识层的实验知识系统和资源层的基础功能系统构成的平台功能分层架构,并以"华龙一号"(ACP1000)二次侧非能动余热排出系统(PRS)实验系统为对象进行了应用验证。验证结果表明:上述的架构具有较强的可行性,可作为数字实验平台开发的整体逻辑框架。

关键词：数字实验系统工程知识工程体系架构

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基于Modelica的超临界二氧化碳布雷顿循环系统热力学特性模拟

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核动力工程 2024年第3期45卷 124-131页

作者：张利琴黄彦平曾小康宫厚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610213

Modelica是一种大型复杂系统建模的开源式面向对象语言,由瑞典的非盈利组织Modelica协会开发。本文对Modelica语言用于超临界二氧化碳布雷顿循环系统热力学特性仿真进行了探索。基于压缩机、透平、回热器和冷却器等关键设备的机理关系式... 详细信息

Modelica是一种大型复杂系统建模的开源式面向对象语言,由瑞典的非盈利组织Modelica协会开发。本文对Modelica语言用于超临界二氧化碳布雷顿循环系统热力学特性仿真进行了探索。基于压缩机、透平、回热器和冷却器等关键设备的机理关系式,开发了基于Modelica语言的超临界二氧化碳模型库,基于可视化界面拖拽式建模构建了单级回热循环系统仿真模型,基于Modelica语言构建的平台Mworks的求解器进行了稳态求解。通过与SCTRAN/CO_(2)计算结果对比,验证了Modelica模型的可靠性和Modelica语言用于超临界二氧化碳布雷顿循环系统热力学特性仿真的可行性,分析了单级回热循环的瞬态特性。

关键词： Modelica 超临界二氧化碳系统仿真布雷顿循环

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