检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2020年第1期41卷 21-27页

作者：周璇张震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成都610213

采用计算流体力学(CFD)方法,建立3×3棒束模拟体的数值模型,进行蒸汽冷却条件下的对流传热特性分析。结果表明:棒束通道内周向的壁面热流密度不均匀性明显,体现出流固耦合方法相比于均匀热流方法对传热细节模拟的优越性。蒸汽速度... 详细信息

采用计算流体力学(CFD)方法,建立3×3棒束模拟体的数值模型,进行蒸汽冷却条件下的对流传热特性分析。结果表明:棒束通道内周向的壁面热流密度不均匀性明显,体现出流固耦合方法相比于均匀热流方法对传热细节模拟的优越性。蒸汽速度场、温度场、热流密度、换热系数等热工参数分布规律受入口效应、壁面效应、热源分布、物性参数等因素影响。压力的升高及氢气的加入均能提升通道内的换热性能。加热段换热系数沿程变化趋势与文献[13]中Deissier的趋势一致,CFD的换热系数结果与WCOBRA/TRAC程序中的关系式吻合较好。本文模拟方法可行,其结果可为后续的实验模拟体设计提供技术支持。

关键词： 3×3棒束通道蒸汽对流换热计算流体力学

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超临界条件下湍流时均化输运方程研究

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核动力工程 2012年第2期33卷 56-61页

作者：曾小康闫晓李永亮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

为探索超临界条件下物性脉动作用于流体传质传热的机理,从Navier-Stokes方程出发,采用Reynolds时间平均和质量加权平均相结合的方法,获得考虑物性脉动的超临界条件下湍流时均化输运方程。研究表明,超临界条件下的湍流控制方程主体结构... 详细信息

为探索超临界条件下物性脉动作用于流体传质传热的机理,从Navier-Stokes方程出发,采用Reynolds时间平均和质量加权平均相结合的方法,获得考虑物性脉动的超临界条件下湍流时均化输运方程。研究表明,超临界条件下的湍流控制方程主体结构与亚临界湍流控制方程相似,只是在湍动能和湍流耗散率输运方程则新增物性脉动项。在超临界条件下这些物性脉动项不能忽略,它们会影响流体的脉动强度,改变由于流体速度脉动而发生的传质传热。

关键词：超临界湍流模型控制方程物性脉动

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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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DNB后过渡沸腾传热计算模型

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核动力工程 2012年第1期33卷 19-24,50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

提出过渡沸腾传热的物理模型,建立相应的数学模型,对偏离泡核沸腾(DNB)后过渡沸腾的传热特性进行分析。根据实验数据确定关系式中的系数,得到DNB后过渡沸腾传热计算模型。将提出的理论计算模型与现有不同工况范围内取得的实验数据及已... 详细信息

提出过渡沸腾传热的物理模型,建立相应的数学模型,对偏离泡核沸腾(DNB)后过渡沸腾的传热特性进行分析。根据实验数据确定关系式中的系数,得到DNB后过渡沸腾传热计算模型。将提出的理论计算模型与现有不同工况范围内取得的实验数据及已有计算模型进行比较分析,并对计算偏差进行统计计算。结果表明,本文模型计算值与现有实验数据符合良好;相对于已有计算模型,模型具有良好的适用性。

关键词：过渡沸腾 DNB 沸腾传热计算模型

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环形通道内再淹没过程流动传热现象实验研究

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核动力工程 2018年第4期39卷 22-27页

作者：王金宇王均昝元锋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

通过可视化实验手段观察了环形通道内再淹没过程两相流动现象,分析总结了再淹没骤冷前沿推进过程中流型和传热机理的演化规律;通过不同工况下两相流动现象的对比,研究了是否加热和入口质量流速对再淹没过程流型和传热过程的影响规律。... 详细信息

通过可视化实验手段观察了环形通道内再淹没过程两相流动现象,分析总结了再淹没骤冷前沿推进过程中流型和传热机理的演化规律;通过不同工况下两相流动现象的对比,研究了是否加热和入口质量流速对再淹没过程流型和传热过程的影响规律。研究结果表明,在本参数范围内,实验中加热棒是否存在内释热对两相流动现象的影响不显著;而入口质量流速明显影响再淹没流动传热过程,入口质量流速越大,骤冷前沿附近汽化越剧烈,液膜中汽泡含量增加,更容易发生传热机制的转变。

关键词：环形通道底部再淹没流动传热可视化观察

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超临界水流动传热特性影响因素数值模拟研究

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核动力工程 2013年第1期34卷 121-125,132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中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610041

以计算流体力学(CFD)商业软件FLUENT为计算平台,通过进行网格敏感性分析和湍流模型比较,选取最优化的网格和最佳湍流模型,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,研究通道的几何结构、特征距离lT以及水物性对超临界水流... 详细信息

以计算流体力学(CFD)商业软件FLUENT为计算平台,通过进行网格敏感性分析和湍流模型比较,选取最优化的网格和最佳湍流模型,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,研究通道的几何结构、特征距离lT以及水物性对超临界水流动传热特性的影响。结果表明,热力学当量直径对流动传热特性影响不大,可以忽略;水力学当量直径、特征距离lT以及水的物性都对超临界水流动传热特性有很大的影响。

关键词：超临界水流动传热几何结构特征距离lT 水物性

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带螺旋肋的圆环通道内超临界水传热特性数值研究

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核动力工程 2013年第1期34卷 126-132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中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610041

强化单相流体管内强制对流换热的有效措施之一是使流体发生旋转运动。本文采用计算流体动力学(CFD)方法,参考已有实验研究,建立起带螺旋肋片圆环通道的流固耦合模型,对该通道内超临界水传热特性进行数值模拟。计算中选取与实验数据吻合... 详细信息

强化单相流体管内强制对流换热的有效措施之一是使流体发生旋转运动。本文采用计算流体动力学(CFD)方法,参考已有实验研究,建立起带螺旋肋片圆环通道的流固耦合模型,对该通道内超临界水传热特性进行数值模拟。计算中选取与实验数据吻合较好的湍流模型,研究螺旋肋片对超临界水传热特性的影响。结果表明:螺旋肋片的存在会使通道内表现出传热增强,然而在正常传热工况下,这种强化传热的效果并不明显。螺旋肋片的个数和螺距对传热特性有很大的影响,实际中应予以考虑。此外,热工参数的变化会显著影响肋片两侧局部热点的温升和温度的周向不均匀性。

关键词：螺旋肋圆环通道超临界水

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非能动余热排出系统二次侧模拟准则数研究

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核动力工程 2012年第S1期33卷 32-36,94页

作者：周磊闫晓郗昭熊万玉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

推导得出非能动余热排出系统二次侧自然循环过程的控制方程。选取合理的特征尺度,对方程进行了无量纲化,得到系统的相似准则数。本课题研究的主要特点是对两个相互耦合的自然循环过程的处理,对于能量方程的选取及无量纲化处理比已有类... 详细信息

推导得出非能动余热排出系统二次侧自然循环过程的控制方程。选取合理的特征尺度,对方程进行了无量纲化,得到系统的相似准则数。本课题研究的主要特点是对两个相互耦合的自然循环过程的处理,对于能量方程的选取及无量纲化处理比已有类似研究也有所改进。

关键词：非能动余热排出系统自然循环相似准则数

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矩形通道干涸后过渡沸腾传热试验研究

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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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严重事故条件下压力容器下封头外表面临界热流密度实验研究

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核动力工程 2016年第5期37卷 4-9页

作者：张震熊万玉王雄卓文彬李朋洲臧金光宋明亮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

开展堆腔注水冷却系统的临界热流密度(CHF)实验。采用等宽矩形发热段模拟压力容器下封头,分别在池式沸腾及强迫循环工况条件下,对发热壁面不同角度位置处的CHF限值进行实验研究。实验结果表明:在池式沸腾和强迫循环工况条件下,CHF随角... 详细信息

开展堆腔注水冷却系统的临界热流密度(CHF)实验。采用等宽矩形发热段模拟压力容器下封头,分别在池式沸腾及强迫循环工况条件下,对发热壁面不同角度位置处的CHF限值进行实验研究。实验结果表明:在池式沸腾和强迫循环工况条件下,CHF随角度的变化关系都可以分为3段,在靠近入口的区域,池式沸腾条件下CHF随角度增加而升高,而强迫循环工况条件下CHF随角度增加逐渐降低;在中部区域,CHF随角度增加而升高;在靠近出口的区域,CHF随角度增加而降低。

关键词：压力容器下封头堆腔注水冷却系统临界热流密度(CHF)

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