检索结果-内蒙古大学图书馆

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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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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基于热阻网络法的热管导热性能分析

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核动力工程 2022年第S02期43卷 53-59页

作者：崔迎欢徐建军谢添舟周慧辉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

为了获得热管温度、传输功率等导热特性,基于热阻等效理论建立了考虑蒸汽腔区域传热的二维热管热阻网络模型,获得了热管瞬态及稳态传热性能,并与文献及本文实验数据进行了对比验证,其绝热段平均温度最大相对误差为7.6%。研究结果表明,... 详细信息

为了获得热管温度、传输功率等导热特性,基于热阻等效理论建立了考虑蒸汽腔区域传热的二维热管热阻网络模型,获得了热管瞬态及稳态传热性能,并与文献及本文实验数据进行了对比验证,其绝热段平均温度最大相对误差为7.6%。研究结果表明,模型对文献钠工质热管及本文水工质热管实验数据具有较高的计算精度;热管轴向各段温度均匀性较好,吸液芯径向热阻是热管导热热阻的主要影响因素;热管工作温度与传输功率随冷源参数变化趋势相反,热管传输热量是一个自适应的动态调节过程。因此,热阻网络模型可以作为实验分析和热管设计的工具,同时还可以进一步扩大工况研究范围,获得边界条件对热管传热过程的影响规律,进一步为多应用场景下热管设计提供参考。

关键词：热管热阻网络模型导热特性冷热源参数影响规律

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轴向功率分布对超临界水流动不稳定性的影响研究

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核动力工程 2017年第3期38卷 1-6页

作者：鲁晓东陈炳德王艳林张妍仇子铖巫英伟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 西安交通大学核科学与核技术系西安710049

针对超临界水并联通道系统,采用交错网格技术和半隐式差分格式进行离散,选主元高斯-约当消去法求解离散控制方程。验证了计算模型的准确性以均匀功率分布为基准轴向功率分布,采用下峰值功率分布、余弦功率分布和上峰值功率分布模拟轴向... 详细信息

针对超临界水并联通道系统,采用交错网格技术和半隐式差分格式进行离散,选主元高斯-约当消去法求解离散控制方程。验证了计算模型的准确性以均匀功率分布为基准轴向功率分布,采用下峰值功率分布、余弦功率分布和上峰值功率分布模拟轴向非均匀分布。分别对4种不同轴向功率分布下超临界水并联通道系统的稳定性边界进行瞬态计算。结果表明:相对于均匀功率分布,在整个拟过冷度区域,下峰值功率分布会降低系统的稳定性,而上峰值功率分布会增强系统的稳定性。在高拟过冷度数区域,余弦功率分布会降低系统的稳定性,而在低拟过冷度数区域将增强系统的稳定性。提出了拟单相压降比的概念来分析轴向功率分布对超临界水并联通道系统稳定性的影响机理。

关键词：超临界水并联通道轴向功率分布稳定性边界拟单相压降比

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微液膜动力学特性与稳定性实验研究

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强激光与粒子束 2015年第8期27卷 271-274页

作者：李华张友佳张林黄洪文中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610213 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 中国工程物理研究院核物理与化学研究所四川绵阳621900

气-液两相流设备的性能受限于临界热流密度,开展流动微液膜动力学特性及其稳定性的相关研究是深入理解沸腾危机及临界热流密度机理的关键。采用光学玻璃制成的矩形通道作为实验段,使用微流量齿轮泵驱动去离子水,使其在实验通道入口处与... 详细信息

气-液两相流设备的性能受限于临界热流密度,开展流动微液膜动力学特性及其稳定性的相关研究是深入理解沸腾危机及临界热流密度机理的关键。采用光学玻璃制成的矩形通道作为实验段,使用微流量齿轮泵驱动去离子水,使其在实验通道入口处与在其上部流动的压缩空气接触形成同向流动的分层流。利用共轭光学探测器对流动微液膜的厚度进行了测量,利用高速摄像机对气-液两相分层流波动特性进行了可视化观测。研究表明,在绝热情况下,当液速一定时,液膜的平均厚度随着气速增加而减小,当气速增加到某一阈值时会导致液膜破裂。

关键词：共轭光学探测器微液膜动力学稳定性

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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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基于激光技术的球形燃料颗粒SiC包覆材料热冲击试验研究

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载人航天 2018年第4期24卷 436-441页

作者：王金宇周慧辉昝元锋闫晓谭曙时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SiC包覆材料球形燃料颗粒在核热推进系统中应用的可行性,对球形燃料颗粒SiC包覆材料进行了高温热冲击试验研究。利用激光加热方法实现包覆颗粒的快速升温,利用红外测温仪测量了包覆颗粒温度,通过观察热冲击试验前后SiC包覆材料... 详细信息

为了研究SiC包覆材料球形燃料颗粒在核热推进系统中应用的可行性,对球形燃料颗粒SiC包覆材料进行了高温热冲击试验研究。利用激光加热方法实现包覆颗粒的快速升温,利用红外测温仪测量了包覆颗粒温度,通过观察热冲击试验前后SiC包覆材料的完整性判断其耐热冲击性能,试验峰值温度范围为1800~2800 K。研究结果表明,SiC包覆材料球形燃料颗粒能够承受30 s内升至1800 K的热冲击,不能满足核热推进系统在30 s内升温至3000 K的需求,需要进一步改进SiC包覆材料耐热冲击性能,或者选用耐热冲击性能更好的碳化锆等材料。

关键词：球形燃料颗粒包覆材料高温热冲击试验 SiC

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非惯性系中流体质量力通用表达式研究

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核动力工程 2015年第2期36卷 37-41页

作者：周磊葛超昝元锋闫晓陈炳德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 中核核电运行管理有限公司浙江嘉兴314300

运动条件下的热工水力问题通常需要在非惯性系中进行研究,从而引出重力的坐标变换和运动附加力计算的问题。本文基于严格的数学推导,得出三维转动的坐标过渡矩阵,给出流体质量力的通用展开式,并对几种典型海洋条件下流体所受质量力进行... 详细信息

运动条件下的热工水力问题通常需要在非惯性系中进行研究,从而引出重力的坐标变换和运动附加力计算的问题。本文基于严格的数学推导,得出三维转动的坐标过渡矩阵,给出流体质量力的通用展开式,并对几种典型海洋条件下流体所受质量力进行讨论,可供运动条件下流体动力学或热工水力研究参考。

关键词：运动条件附加力非惯性系动量方程通用表达式典型海洋条件

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基于蒙特卡罗方法的IVR熔融池内热源时序模型构建及分析

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原子能科学技术 2022年第6期56卷 1163-1170页

作者：陈俊逸黄善仿郝以昇刘国栋胡钰文黎阳宫厚军昝元锋郭啸宇骆浩清华大学工程物理系北京100084 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

堆内熔融物滞留(IVR)作为反应堆严重事故的关键缓解策略,目前已广泛应用于新一代压水堆(PWR)。针对IVR的有效性,如熔融池内对流、下封头传热、壁面临界热流密度(CHF)的估算等研究,是该领域数年来的热点。针对上述问题,国内外先后开展了... 详细信息

堆内熔融物滞留(IVR)作为反应堆严重事故的关键缓解策略,目前已广泛应用于新一代压水堆(PWR)。针对IVR的有效性,如熔融池内对流、下封头传热、壁面临界热流密度(CHF)的估算等研究,是该领域数年来的热点。针对上述问题,国内外先后开展了数起实验,如COPO、BALI、SEMICO、COPRA等,并基于实验结果展开了大量数值模拟,以探索IVR下的传热规律,为其性能及设计提供参照。本文基于中子物理蒙特卡罗程序RMC对压力容器下封头熔融池模型进行了细网格建模及材料填充,并通过燃耗/衰变热计算DEPTH程序构建了熔融池内热源时序模型。研究结果显示,该模型能体现熔融池内热源变化趋势,得到的时序数据对IVR的进一步研究有重要意义。

关键词：堆内熔融物滞留蒙特卡罗方法 DEPTH 内热源时序模型

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窄通道欠热沸腾起始点计算模型的分析

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核动力工程 2011年第3期32卷 73-76页

作者：张明周涛盛程傅涛肖泽军北电力大学核热工安全与标准化研究所北京102206 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

欠热沸腾起始点(ONB)是窄通道内沸腾传热的关键转变点,直接关系到其后的流动传热特性。窄通道内ONB点的产生受很多因素影响,目前对其特征的把握尚不完善。运用B&R模型、苏顺玉经验关系式、潘良明模型和杨瑞昌模型对以水为工质的ONB... 详细信息

欠热沸腾起始点(ONB)是窄通道内沸腾传热的关键转变点,直接关系到其后的流动传热特性。窄通道内ONB点的产生受很多因素影响,目前对其特征的把握尚不完善。运用B&R模型、苏顺玉经验关系式、潘良明模型和杨瑞昌模型对以水为工质的ONB热流密度进行分析比较,得出其与压力、质量流速和壁面温度的关系曲线,进而根据各计算模型的差异,提出主要影响因素的作用机理。

关键词：过冷沸腾起始点热流密度窄通道

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