检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2024年第5期45卷 269-276页

作者：游尔胜张廷幸奠川徐建军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

为适应小型模块化核动力装置对新型动力转换技术的选型论证和总体评估需要,本研究重点针对自由活塞斯特林动力转换技术以及工程应用中的关键问题,对比分析了百瓦级同位素-斯特林电源系统、千瓦级反应堆-斯特林电源系统和十千瓦级太阳能... 详细信息

为适应小型模块化核动力装置对新型动力转换技术的选型论证和总体评估需要,本研究重点针对自由活塞斯特林动力转换技术以及工程应用中的关键问题,对比分析了百瓦级同位素-斯特林电源系统、千瓦级反应堆-斯特林电源系统和十千瓦级太阳能-斯特林电源系统的典型应用方案,给出了斯特林动力转换系统的输出功率、转换效率两个关键参数的性能估算模型。研究结果表明,斯特林动力转换效率可达到卡诺循环效率的60%左右,但输出功率一般在几十千瓦以下,需要通过多个机组模块化配置实现更大发电能力,其中耦合结构及传热过程是影响斯特林动力转换系统性能的关键因素。本研究采用的估算模型和分析结果能够为斯特林动力转换系统的性能评估和工程应用提供支撑。

关键词：自由活塞斯特林发动机性能估算模型动力转换效率工程应用

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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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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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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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热工参数偏离对直流蒸汽发生器稳态特性影响实验研究

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核动力工程 2024年第6期45卷 84-90页

作者：杜代全张廷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

为研究额定工况条件下直流蒸汽发生器各热工参数(一次侧平均温度、给水温度、负荷和蒸汽压力)发生设计偏离对其稳态特性的影响,开展了针对直流蒸汽发生器原型设计典型栅元的热工水力实验。实验工况范围:一次侧平均温度297~304℃,负荷100... 详细信息

为研究额定工况条件下直流蒸汽发生器各热工参数(一次侧平均温度、给水温度、负荷和蒸汽压力)发生设计偏离对其稳态特性的影响,开展了针对直流蒸汽发生器原型设计典型栅元的热工水力实验。实验工况范围:一次侧平均温度297~304℃,负荷100%FP~104%FP(FP表示满功率),蒸汽压力4.0~5.8 MPa,给水温度138~152℃。实验结果表明,各热工参数偏离主要影响蒸汽发生器出口蒸汽温度、换热功率和二次侧压降;一次侧平均温度发生设计偏离对蒸汽温度的影响最大;在各热工参数同时发生设计偏离条件下,出口蒸汽温度随蒸汽压力增加而减小。

关键词：直流蒸汽发生器参数偏离稳态特性

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不同注水方式下混合粒径碎片床冷却特性实验研究

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核动力工程 2023年第4期44卷 247-252页

作者：杨生兴宫厚军方昱黎阳胡钰文昝元锋杨祖毛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

液态堆芯熔融物与冷却剂相互作用(FCI)后破碎形成颗粒床,对颗粒床实施有效的冷却可以实现熔融物的滞留并终止事故进程。本文基于原型熔融物FCI实验后的碎片粒径分布和孔隙率,构建了带内热源的混合粒径砂石碎片床,对不同碎片床强化排热措... 详细信息

液态堆芯熔融物与冷却剂相互作用(FCI)后破碎形成颗粒床,对颗粒床实施有效的冷却可以实现熔融物的滞留并终止事故进程。本文基于原型熔融物FCI实验后的碎片粒径分布和孔隙率,构建了带内热源的混合粒径砂石碎片床,对不同碎片床强化排热措施(顶部淹没水池、自然循环驱动底部注水、周向进水)下的干涸特性进行了研究,实验中发现:顶部淹没水池条件下,碎片床的中上部率先出现汽泡壅塞区,随后在碎片床中下部出现缺液干涸区;自然循环驱动底部注水条件下,极大改善了碎片床底部的缺液状态,干涸热流密度(DHF)提升2.5倍以上,干涸区域位于碎片床中上部;周向进水方式下,DHF也提升2.5倍以上。

关键词：严重事故堆内滞留碎片床干涸热流密度(DHF)

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严重事故下原型熔融物实验研究

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核动力工程 2023年第4期44卷 240-246页

作者：黎阳宫厚军郭可蓉胡钰文杨生兴昝元峰杨祖毛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

为研究严重事故条件下压力容器下封头熔融池分层行为,需将原型熔融物熔化为液态开展实验。本研究采用CESEF实验装置,使用电磁冷坩埚技术熔化原型熔融物,最高装料量为5000 g,最高温度为3000℃。配套的高频电源功率为400 kW,频率为100 kH... 详细信息

为研究严重事故条件下压力容器下封头熔融池分层行为,需将原型熔融物熔化为液态开展实验。本研究采用CESEF实验装置,使用电磁冷坩埚技术熔化原型熔融物,最高装料量为5000 g,最高温度为3000℃。配套的高频电源功率为400 kW,频率为100 kHz。针对华龙一号堆芯熔融物组分开展实验研究,研究发现熔融池出现了明显的分层,一层为金属层,一层为氧化层。通过对金属层和氧化层不同位置取样分析,发现金属层中主要为不锈钢成分、部分U和Zr,氧化层主要为亚氧化状态的U、Zr和O,其他含量很少。

关键词： CESEF实验装置原型熔融物熔融池

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棒束通道防腐蚀特性数值研究

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核动力工程 2023年第S01期44卷 88-94页

作者：王苏豪李莹岳倪娜郭靓肖辉娄芮凡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

为获得先进反应堆中燃料组件通道表面防腐蚀层的生成情况,以对反应堆运行策略分析提供支撑,本文提出了一套棒束通道中氧输运分析计算模型,结合计算流体动力学方法,对燃料组件典型19棒束通道内的防腐蚀层生成情况进行了分析。获得了棒束... 详细信息

为获得先进反应堆中燃料组件通道表面防腐蚀层的生成情况,以对反应堆运行策略分析提供支撑,本文提出了一套棒束通道中氧输运分析计算模型,结合计算流体动力学方法,对燃料组件典型19棒束通道内的防腐蚀层生成情况进行了分析。获得了棒束通道内的流场、温度场以及两种入口氧浓度、三种运行时间下的棒束氧浓度分布情况以及棒束表面防腐蚀层的生成情况。研究结果表明,棒束通道中防腐蚀层的生成主要与温度、初始氧浓度以及运行时间有关,对于现有模型来说,定距条与棒接触点附近是防腐蚀层难以形成的主要区域,需要重点关注。本文的计算方法及结果将对反应堆运行策略评价提供支撑。

关键词：反应堆堆芯防腐蚀传热传质

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超临界水冷堆热工水力与安全研发

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核动力工程 2023年第5期44卷 223-231页

作者：赵学斌黄彦平臧金光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

超临界水冷堆是第四代核能系统国际论坛确定的六种先进堆型中唯一的水冷堆。由于超临界水作为冷却剂以及超临界水在物理相态的特有属性,使其在热工水力方面有着独特的表现。本文介绍了超临界水冷堆热工水力的总体要求,描述了典型热工水... 详细信息

超临界水冷堆是第四代核能系统国际论坛确定的六种先进堆型中唯一的水冷堆。由于超临界水作为冷却剂以及超临界水在物理相态的特有属性,使其在热工水力方面有着独特的表现。本文介绍了超临界水冷堆热工水力的总体要求,描述了典型热工水力过程的基本特点及目前主要研发进展,着眼于超临界水冷堆工程提出了后续研发任务,以及未来超临界水冷堆的发展建议。

关键词：超临界水冷堆(SCWR) 热工水力研发进展研发任务

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熔融物碎片床冷却特性分析程序开发与应用

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核动力工程 2023年第5期44卷 47-53页

作者：方昱杨生兴宫厚军昝元锋杨祖毛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

为分析压水堆严重事故后期形成碎片床的冷却特性,开发了熔融物碎片床冷却特性分析程序。以一维六方程的两相流模型为基础,应用多孔介质流动沸腾传热模型描述碎片床内两相流动传热物理过程,采用控制容积积分法、半隐式、一阶迎风格式对... 详细信息

为分析压水堆严重事故后期形成碎片床的冷却特性,开发了熔融物碎片床冷却特性分析程序。以一维六方程的两相流模型为基础,应用多孔介质流动沸腾传热模型描述碎片床内两相流动传热物理过程,采用控制容积积分法、半隐式、一阶迎风格式对方程进行离散、求解。应用TUTU、COOLOCE、STYX实验结果,从两相流动及干涸热流密度(DHF)2个方面对模型进行验证,发现Hu&Theofanous模型和Reed模型对于粒径相对较大的碎片床的两相流动预测结果较好,而Lipinski模型对小颗粒碎片床的低压DHF的预测精度较高。利用程序对压水堆严重事故条件下熔融物碎片床的冷却能力进行预测,在1 MW/m3颗粒释热率、顶部水池淹没条件下,碎片床可被冷却高度为0.56 m;采用自然循环驱动底部注水冷却方式,碎片床可被冷却高度升至0.85 m。

关键词：严重事故碎片床多孔介质沸腾传热干涸热流密度(DHF)

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