检索结果-内蒙古大学图书馆

高温高压氢气火焰加速准则研究

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核动力工程 2014年第3期35卷 125-128页

作者：彭欢欢余红星邹志强唐晨朱力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610041 哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001

从氢气燃烧火焰加速的物理现象出发,介绍用于氢气燃爆风险分析的火焰加速σ准则;从可燃混合气体淬灭和再点燃燃烧模型出发,考虑压力对层流火焰速度的影响,提出高温高压的火焰加速σ准则;利用高温高压氢气燃爆实验对提出的准则进行了验证。

关键词：氢气燃烧火焰加速燃爆膨胀比

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核电厂稳压器波动管内热分层效应分析

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核动力工程 2015年第3期36卷 28-30页

作者：范书淳王建军郑洪涛闵远胜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610041 哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001

利用CFD方法对核电厂稳压器波动管以及与之相连接主管道内反应堆冷却剂进行流固耦合共轭流动传热计算,获得在升温瞬态条件下稳压器波动管内冷却剂的温度场分布,证实在水平段内可产生明显的热分层结构。在此基础上,利用有限元分析软件,... 详细信息

利用CFD方法对核电厂稳压器波动管以及与之相连接主管道内反应堆冷却剂进行流固耦合共轭流动传热计算,获得在升温瞬态条件下稳压器波动管内冷却剂的温度场分布,证实在水平段内可产生明显的热分层结构。在此基础上,利用有限元分析软件,结合波动管的结构特征,建立稳压器波动管的热分层应力计算模型,并对稳压器波动管的应力水平进行计算分析,给出稳压器波动管中的应力场分布特性。

关键词：核电厂波动管热分层分层准则数

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窄环隙流道冷却传热特性实验与仿真研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 123-127页

作者：赫荣辉孙中宁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610041 哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001

用实验与仿真的方法对6个不同尺寸的环隙流道进行了单相冷却传热研究。实验表明:窄环隙流道内强迫对流换热与常规流道不同,紊流区明显提前,尺寸为0.94 mm的流道只有紊流区;窄环隙流道对换热起强化、抑制的双重作用。仿真与实验结果符合... 详细信息

用实验与仿真的方法对6个不同尺寸的环隙流道进行了单相冷却传热研究。实验表明:窄环隙流道内强迫对流换热与常规流道不同,紊流区明显提前,尺寸为0.94 mm的流道只有紊流区;窄环隙流道对换热起强化、抑制的双重作用。仿真与实验结果符合较好,仿真表明芯管内径变化对窄环隙流道换热有一定影响。

关键词：窄环隙冷却实验仿真分析

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管束效应对含空气蒸汽冷凝传热影响数值分析

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核动力工程 2019年第5期40卷 61-66页

作者：全标边浩志丁铭李毅成翔彭航孙中宁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 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001

采用数值模拟的方法分析管束效应对管外含空气蒸汽冷凝传热的影响。基于3×3管束,分析了管间距在1.5d^5d(d为管径)范围内的管束效应及管间距对局部和平均冷凝传热性能的影响。在管间距为1.5d条件下讨论了管束结构对冷凝传热性能的... 详细信息

采用数值模拟的方法分析管束效应对管外含空气蒸汽冷凝传热的影响。基于3×3管束,分析了管间距在1.5d^5d(d为管径)范围内的管束效应及管间距对局部和平均冷凝传热性能的影响。在管间距为1.5d条件下讨论了管束结构对冷凝传热性能的影响。结果表明,管束效应包括高浓度空气层的抑制传热作用和管束抽吸效应的强化传热作用。随着管间距的减小,第2类和第3类传热管主要受高浓度空气层的影响,第1类传热管主要受管束抽吸效应的影响。当管间距为1.5d时,第2类和第3类传热管的传热系数分别比单管恶化了6%和29%,而第1类传热管比单管增加了2.5%;在1.5d管间距条件下,管束抽吸效应随管列数的增加而明显增大,导致管束平均冷凝传热系数(hb)逐渐增大。当管列数达到20列时,hb高于单管。

关键词：管束效应不凝性气体蒸汽冷凝数值模拟非能动安全壳冷却系统

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基于PCA的主泵传感器状态监测模型

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核动力工程 2020年第3期41卷 170-176页

作者：朱少民夏虹彭彬森王岩王志超张汲宇姜莹莹哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001 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

核电厂主泵的主、辅系统中布置了大量的传感器,随着主泵的运行,传感器会出现不同程度的老化或故障。为了改善现有核电厂传感器周期性测试和校准方案的不足,提高运行的安全性与经济性,采用主成分分析(PCA)技术对主泵的传感器进行状态监... 详细信息

核电厂主泵的主、辅系统中布置了大量的传感器,随着主泵的运行,传感器会出现不同程度的老化或故障。为了改善现有核电厂传感器周期性测试和校准方案的不足,提高运行的安全性与经济性,采用主成分分析(PCA)技术对主泵的传感器进行状态监测。使用某核电厂主泵的运行数据建立PCA监测模型,并利用该模型对传感器的小漂移故障和共模故障进行识别,仿真结果表明该模型对主泵传感器具有很好的监测效果。

关键词：主泵状态监测传感器主成分分析

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海洋条件下U型管蒸汽发生器传热管倒流特性研究

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核动力工程 2021年第3期42卷 37-41页

作者：何戈宁李孝佳丛腾龙陈一然李冬慧吴舸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 哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001

对海洋条件下U型管蒸汽发生器(SG)传热管倒流特性进行研究,以RELAP5程序为基础,建立了典型海洋条件的动态仿真模型并验证了模型的正确性。针对反应堆启堆阶段,研究了不同的摇摆条件对低流量强迫循环工况下SG内U型管内流动的影响。结果表... 详细信息

对海洋条件下U型管蒸汽发生器(SG)传热管倒流特性进行研究,以RELAP5程序为基础,建立了典型海洋条件的动态仿真模型并验证了模型的正确性。针对反应堆启堆阶段,研究了不同的摇摆条件对低流量强迫循环工况下SG内U型管内流动的影响。结果表明:强迫循环开始后持续的时间越长再引入海洋条件后越不易发生倒流;绕与SG管束弯管轴线平行的轴线摇摆更容易发生倒流。

关键词：蒸汽发生器(SG) 强迫循环热工水力流动不稳定性

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压水堆大破口失水事故重要现象识别及数值计算不确定性量化分析研究

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核动力工程 2021年第1期42卷 198-203页

作者：曾未王杰黄涛陈伟丁书华邓程程杨军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成都610213 华中科技大学能源与动力工程学院武汉430074

大破口失水事故是压水堆核电厂最重要的设计基准事故,对该事故的准确模拟可为提升反应堆功率提供重要支撑。本文采用最佳估算程序RELAP5对压水堆失水事故试验(LOFT)的实验工况FP-LP-2进行了模拟计算,并应用德国反应堆安全研究所(GRS)不... 详细信息

大破口失水事故是压水堆核电厂最重要的设计基准事故,对该事故的准确模拟可为提升反应堆功率提供重要支撑。本文采用最佳估算程序RELAP5对压水堆失水事故试验(LOFT)的实验工况FP-LP-2进行了模拟计算,并应用德国反应堆安全研究所(GRS)不确定性分析方法对计算结果进行不确定性量化和敏感性分析;给出了关键输出参数95%置信度的不确定性包络带,并分析了计算结果的不确定性变化趋势及原因。分析结果表明,对包壳峰值温度影响较大的重要现象包括堆芯衰变热、完整环路破口临界流喷放系数和燃料棒的热导率。本文研究确认了GRS方法的有效性,为改进现有核电站安全分析方法具有积极作用。

关键词：失水事故试验不确定性分析方法 GRS方法 RELAP5 现象识别

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扩散角对文丘里管内湍流影响的试验研究

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核动力工程 2021年第2期42卷 16-22页

作者：申屠云奇宋煜晨尹俊连袁宏王德忠上海交通大学核科学与工程学院上海200240 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

为研究扩散角对文丘里管内湍流的影响,采用立体粒子图像测速技术分别对扩散角度为10°、12.5°、15°以及20°的文丘里管扩散段区域进行了测量,得到了平均速度分布,并通过瞬时速度场的统计分析得到了扩散段湍动能分布... 详细信息

为研究扩散角对文丘里管内湍流的影响,采用立体粒子图像测速技术分别对扩散角度为10°、12.5°、15°以及20°的文丘里管扩散段区域进行了测量,得到了平均速度分布,并通过瞬时速度场的统计分析得到了扩散段湍动能分布情况。研究表明,不同扩散角度的文丘里管扩散段内平均速度在截面直径方向成轴对称的单峰分布,湍动能在截面直径上成轴对称的双峰分布,在各试验工况下扩散段内均发生流动分离现象。随扩散角度增加,湍动能峰值增加,主流区径向宽度未发生变化,分离流区径向宽度增加,但对分离流区所占比例的影响较小,高湍动能区变宽;随着雷诺数的增加,湍动能峰值增加,主要由轴向雷诺应力引起,分离流区所占比例略有降低,但主流区和分离流区分布变化较小。此研究为高雷诺数不同角度的文丘里管流场研究提供了实验基础。

关键词：文丘里管扩散角度流动分离湍动能

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空间堆氦氙布雷顿循环研究进展

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西安交通大学学报 2023年第11期57卷 46-57页

作者：陈伟雄梁铁波姜超廖先伟钱奕然唐鑫严俊杰西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安710049 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

氦氙混合物为工质的布雷顿循环具有循环效率高、系统结构紧凑、化学稳定性好等优势,适合作为空间核反应堆的能量转换系统。在深入调研空间堆氦氙布雷顿循环发展历史和国内外研究进展的基础上,对其关键技术问题和重点研究方向的相关研究... 详细信息

氦氙混合物为工质的布雷顿循环具有循环效率高、系统结构紧凑、化学稳定性好等优势,适合作为空间核反应堆的能量转换系统。在深入调研空间堆氦氙布雷顿循环发展历史和国内外研究进展的基础上,对其关键技术问题和重点研究方向的相关研究进展进行了综述,发现主要研究方向包括氦氙混合物工质特性、氦氙布雷顿循环关键部件、循环性能提升、循环动态特性及控制策略等方面;而有待继续深入研究的关键技术问题包括不同比例氦氙工质的高精度物性及流动传热模型、高性能叶轮及高效紧凑式换热器设计及试验、不同功率等级下系统全工况优化、耦合反应堆的系统全局动态特性及控制策略等。分析结果可为推动空间堆氦氙布雷顿循环技术发展提供参考。

关键词：空间堆氦氙布雷顿循环性能优化动态特性

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失水事故分析程序临界流模型改进及验证

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核动力工程 2019年第1期40卷 28-32页

作者：王杰刘东刘盈卢忝余吴丹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 中核集团核能软件与数字化反应堆工程技术研究中心成都610213

失水事故(LOCA)分析中保守分析方法不利于提高核电厂的经济性,为了满足10CFR50附录K的核电厂LOCA评价要求,基于最佳估算程序RELAP5对其模型进行修改以满足对LOCA的评价要求,同时增大设计裕量。由于附录K涉及模型较多,本文主要对LOCA模... 详细信息

失水事故(LOCA)分析中保守分析方法不利于提高核电厂的经济性,为了满足10CFR50附录K的核电厂LOCA评价要求,基于最佳估算程序RELAP5对其模型进行修改以满足对LOCA的评价要求,同时增大设计裕量。由于附录K涉及模型较多,本文主要对LOCA模型修改和验证方法进行研究,改进了RELAP5程序临界流模型,添加保守的Moody两相临界流模型,同时增加过冷临界流Zaloudek模型,并分别采用分离效应实验装置Marviken、Edward喷放管和整体效应装置Bethsy对程序进行了验证,结果表明添加的模型对模拟喷放过程临界流现象具有足够的可靠性。

关键词：临界流程序验证分离效应及整体效应

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