检索结果-内蒙古大学图书馆

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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CSR150反应性控制研究

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核动力工程 2023年第S01期44卷 95-100页

作者：卢迪王连杰夏榜样黄彦平姚磊刘鑫尧周亚婧中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 中国核动力研究设计院核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213

超临界水冷技术示范堆(CSR150)借鉴了中国超临界水冷堆(CSR1000)的反应性控制方式,依靠可燃毒物及控制棒进行反应性控制。本文在优选Er_(2)O_(3)作为可燃毒物的基础上,提出采用富集167Er的设计方式,以降低寿期末Er_(2)O_(3)带来的反应... 详细信息

超临界水冷技术示范堆(CSR150)借鉴了中国超临界水冷堆(CSR1000)的反应性控制方式,依靠可燃毒物及控制棒进行反应性控制。本文在优选Er_(2)O_(3)作为可燃毒物的基础上,提出采用富集167Er的设计方式,以降低寿期末Er_(2)O_(3)带来的反应性惩罚。对CSR150的控制棒设计进行研究,提出控制棒分区设计方案,采用富集硼作为安全棒吸收体材料,提升堆芯反应性控制能力。通过对堆芯关键设计参数进行分析评价可知,本文提出的反应性控制方案满足CSR150设计要求。

关键词：超临界水冷堆超临界水冷技术示范堆(CSR150) 可燃毒物控制棒富集同位素反应性控制

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基于分子动力学计算流体临界点预测方法研究

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核动力工程 2023年第S01期44卷 108-112页

作者：赵学斌黄彦平叶绿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

使用分子动力学(MD)方法计算了CO_(2)分子和H_(2)O分子的临界点,通过对气液平衡状态下的物性参数外推获得较为精确的临界点结果。对于CO_(2)分子,使用TraPPE模型和粗粒度模型SAFT进行了模拟,TraPPE模型计算结果更加接近美国国家标准与... 详细信息

使用分子动力学(MD)方法计算了CO_(2)分子和H_(2)O分子的临界点,通过对气液平衡状态下的物性参数外推获得较为精确的临界点结果。对于CO_(2)分子,使用TraPPE模型和粗粒度模型SAFT进行了模拟,TraPPE模型计算结果更加接近美国国家标准与技术研究院(NIST)实验数据。对于H_(2)O分子,使用SPC/E和TIP4P/2005模型进行计算,结果表明TIP4P/2005模型的预测值与NIST实验数据最接近,同时对于分子水体系的饱和蒸汽压精确预测仍然存在挑战。

关键词：分子动力学(MD) 气液平衡方法临界点

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超临界二氧化碳喷射器结构设计与性能研究

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核动力工程 2023年第S01期44卷 81-87页

作者：冯梦娇刘旻昀黄善仿黄彦平中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 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成都610213

在不额外消耗机械功的条件下,为了尽可能消除超临界二氧化碳涡轮系统中产生的泄漏气体对循环稳定性的负面影响,本文基于等压混合理论和双壅塞临界状态设计了可将泄露气体加压输送回循环的喷射器结构,使用计算流体力学软件Fluent对该模... 详细信息

在不额外消耗机械功的条件下,为了尽可能消除超临界二氧化碳涡轮系统中产生的泄漏气体对循环稳定性的负面影响,本文基于等压混合理论和双壅塞临界状态设计了可将泄露气体加压输送回循环的喷射器结构,使用计算流体力学软件Fluent对该模型进行数值模拟,分析喷射器的性能,探究尺寸参数对喷射器性能的影响。结果表明,四级串联的喷射器能依次将0.5 MPa泄漏气体加压至2.0、4.4、6.0、8.0 MPa,实现泄漏气体的回收利用;喷射器背压小于临界压力时,引射比不受背压影响,喷射器背压大于临界压力时,引射比随背压的增大而急剧减小;引射比随入口截面的减小而增大,随喷嘴收缩角的增大先增大后减小,在收缩角为20°时,引射比达到最大。

关键词：超临界二氧化碳泄漏气体多级喷射器结构优化

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摇摆条件下自然循环驱动力和阻力特性研究

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原子能科学技术 2023年第S01期57卷 89-97页

作者：白清城谢添舟徐建军唐瑜陈鑫张婷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

本文以典型自然循环回路为对象,建立了摇摆条件下自然循环工况驱动力和阻力模型,与实验数据对比符合很好。利用模型分析发现,摇摆条件下自然循环驱动力和系统流量周期性波动,随着摇摆幅度增大和周期缩短,驱动力和流量的波动幅度增大。... 详细信息

本文以典型自然循环回路为对象,建立了摇摆条件下自然循环工况驱动力和阻力模型,与实验数据对比符合很好。利用模型分析发现,摇摆条件下自然循环驱动力和系统流量周期性波动,随着摇摆幅度增大和周期缩短,驱动力和流量的波动幅度增大。驱动力为重位驱动力、向心驱动力及切向驱动力之和,现有工况范围内,向心驱动力可忽略不计,总驱动力受重位驱动力和切向驱动力的耦合作用影响。摇摆条件下自然循环系统两相流动总压降及各分压降周期性波动,系统位差及通道内平均密度的变化引起了两相重位压降、加速压降、摩擦压降发生周期性波动。

关键词：摇摆条件自然循环驱动力阻力

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基于不同状态方程的拟临界线计算方法及对拟临界区的划分

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核动力工程 2023年第1期44卷 17-23页

作者：赵学斌黄彦平刘生晖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 东南大学南京211189

超临界流体在拟临界区内物性会发生剧烈变化。为建立拟临界区的划分方式,本文以超临界二氧化碳为研究对象,首先基于Van der Waals、Redlich-Kwong和Soave-Redlich-Kwong3个不同精度的状态方程分别计算获得了对应的拟临界线;然后基于连... 详细信息

超临界流体在拟临界区内物性会发生剧烈变化。为建立拟临界区的划分方式,本文以超临界二氧化碳为研究对象,首先基于Van der Waals、Redlich-Kwong和Soave-Redlich-Kwong3个不同精度的状态方程分别计算获得了对应的拟临界线;然后基于连续相变理论,通过Ehrenfest方程确定了拟临界区;最后根据拟临界区划分结果,与传热退化发生的区域进行匹配,分析了不同区域内影响传热退化行为的内在机制。结果表明浮生力效应在拟临界区前和拟临界区之内对传热恶化起主导作用,流动加速效应在拟临界区之后起主导作用。

关键词：拟临界线拟临界区连续相变传热退化

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超临界二氧化碳冷却反应堆空泡反应性研究

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原子能科学技术 2023年第9期57卷 1699-1705页

作者：刘旻昀崔容益赵星宇韩文斌黄善仿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四川成都610213 清华大学工程物理系北京100084 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

由于二氧化碳本身的慢化能力较弱,因此超临界二氧化碳冷却反应堆通常具有较硬的能谱,在冷却剂丧失事故发生时容易出现由正反应性反馈引入的安全问题。本文针对超临界二氧化碳反应堆的能谱特点,提出了描述其中子循环过程的三因子公式,并... 详细信息

由于二氧化碳本身的慢化能力较弱,因此超临界二氧化碳冷却反应堆通常具有较硬的能谱,在冷却剂丧失事故发生时容易出现由正反应性反馈引入的安全问题。本文针对超临界二氧化碳反应堆的能谱特点,提出了描述其中子循环过程的三因子公式,并将冷却剂丧失对反应性的影响拆分为能谱项和泄漏项,作为进一步研究的理论依据。基于蒙特卡罗模拟方法,对美国麻省理工大学提出的超临界二氧化碳冷却反应堆堆设计方案进行了建模计算和验证,分析了径向反射层、添加慢化材料的影响。研究结果表明:超临界二氧化碳反应堆的设计需要注重能谱的软化与合理的堆芯几何设计,通过分区设置慢化材料的方案可以展平通量、软化能谱,同时降低冷却剂丧失事故引入的反应性;以超临界二氧化碳作为反射层材料,可以通过增大冷却剂丧失事故时的泄漏率在保证中子经济性的同时实现较低的空泡反应性;在进行超临界二氧化碳反应堆设计时,需综合考虑空泡反应性随燃耗的变化,并可以通过优化燃料核素组成来降低空泡反应性。

关键词：超临界二氧化碳反应堆冷却剂丧失事故空泡反应性气冷快堆

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制冷工质R1234yf和R32在MOF-74中的吸附储能研究

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核动力工程 2022年第3期43卷 1-6页

作者：张诚闫晓彭诗念袁德文刘文兴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

利用流体分子在纳米多孔材料固体表面吸附分离过程中热能与表面能的相互转化,可以提高循环工质吸热量。采用分子模拟(分子动力学和巨正则蒙特卡洛)方法并结合吸附理论开展了R1234yf和R32在MOF-74中的吸附储能研究。在纯工质吸附中,发现... 详细信息

利用流体分子在纳米多孔材料固体表面吸附分离过程中热能与表面能的相互转化,可以提高循环工质吸热量。采用分子模拟(分子动力学和巨正则蒙特卡洛)方法并结合吸附理论开展了R1234yf和R32在MOF-74中的吸附储能研究。在纯工质吸附中,发现R32在MOF中的吸附量高于R1234yf的吸附量。制冷工质在Zn-MOF-74中的吸附量比在Co-MOF-74中的吸附量大,且R1234yf达到饱和吸附所需的压力低于R32在相应吸附剂内达到饱和所需压力值。而在混合工质吸附中,R1234yf的吸附量高于R32的吸附量,随着温度的增加,R1234yf的吸附量呈现逐步上升的趋势,而R32则逐渐减少。经储能计算表明,M-MOF-74(M=Co,Zn)颗粒质量分数越高,混合工质相变所需吸收热能越多。

关键词： R1234yf R32 MOF-74 吸附储能分子模拟

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先进安注箱阻尼器压降特性实验研究

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核动力工程 2022年第2期43卷 77-82页

作者：贺艳秋袁朝飞张妍谭曙时昝元锋谯敏胡强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

通过开展先进安注箱阻尼器压降特性实验,获得了阻尼器两种不同形式的压降特性,研究了不同几何参数对压降系数的影响规律,并且拟合了压降系数关系式。结果表明:在实验参数范围内,漩涡压降系数随雷诺数增加而逐渐增大,交混压降系数随大/... 详细信息

通过开展先进安注箱阻尼器压降特性实验,获得了阻尼器两种不同形式的压降特性,研究了不同几何参数对压降系数的影响规律,并且拟合了压降系数关系式。结果表明:在实验参数范围内,漩涡压降系数随雷诺数增加而逐渐增大,交混压降系数随大/小管流量比的增加,先快速减小而后缓慢增加。小管宽度和阻尼器直径对漩涡压降系数有一定程度影响,大小管夹角、阻尼器直径和大管宽度对交混压降系数有影响,小管宽度对交混压降系数影响不明显。漩涡压降系数关系式预测值与实验值偏差在±10%以内,交混压降系数关系式预测值与实验值偏差较大。

关键词：阻尼器压降特性实验研究

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基于浓度扩散的壁面冷凝模型的构建与验证

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哈尔滨工程大学学报 2025年第3期46卷 495-502页

作者：彭程邓康杰宋悠雅孟显品上海电力大学能源与机械工程学院上海200090 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

针对核电厂安全壳内事故后含不可凝性气体的壁面冷凝传热问题,本文基于气体的浓度扩散,构建了二元混合气体边界层模型,描述了壁面液膜冷凝传热沿竖直方向的分布。通过与恒定壁温实验中的恒定壁温工况及恒定冷却流量实验中的恒定冷却流... 详细信息

针对核电厂安全壳内事故后含不可凝性气体的壁面冷凝传热问题,本文基于气体的浓度扩散,构建了二元混合气体边界层模型,描述了壁面液膜冷凝传热沿竖直方向的分布。通过与恒定壁温实验中的恒定壁温工况及恒定冷却流量实验中的恒定冷却流量工况的比对,验证了模型对于强迫对流湍流流动工况中,不可凝性气体质量份额为13.2%~99.3%,压力为0.1~0.66 MPa的预测结果与精细化网格处理后的计算流体力学程序的模拟结果相一致,且较系统分析程序RELAP5的模拟结果有显著的改进,本文研究可为核电厂假想事故下壁面液膜冷凝的快速评估提供模型基础。

关键词：混合气体边界层壁面液膜冷凝浓度扩散模型验证热流密度不可凝气体非能动安全壳冷却系统计算流体力学

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