检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2021年第5期55卷 840-848页

作者：祁沛垚李兴邓坚于晓勇谭思超哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 武汉第二船舶设计研究所湖北武汉430205 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

受海洋条件影响,浮动核反应堆(FNR)回路冷却剂会发生周期性流量波动现象,影响系统热工水力特性。为研究这一现象,对脉动流条件下5×5燃料棒束的阻力特性进行了试验研究。试验的周期平均雷诺数Re_(ta)=0.8×10^3^9×10^3,脉... 详细信息

受海洋条件影响,浮动核反应堆(FNR)回路冷却剂会发生周期性流量波动现象,影响系统热工水力特性。为研究这一现象,对脉动流条件下5×5燃料棒束的阻力特性进行了试验研究。试验的周期平均雷诺数Re_(ta)=0.8×10^3^9×10^3,脉动幅值A_u=0.2^0.8,无量纲频率ω′^(1/2)=1.26~2.81。试验结果表明:脉动流条件下流体加速会导致瞬时阻力系数大于对应雷诺数的稳态值,减速会使瞬时阻力系数小于稳态值,且这一偏离值随流体流速的减小而增大。此外,在脉动流过程中,周期平均摩擦阻力系数λ_(ta)和局部阻力系数k_(ta)都大于对应平均雷诺数下的稳态值。通过提出无量纲参数C_f=λ_(ta)/λ_(st)和C_(sg)=k_(ta)/k_(st)来评价脉动流对周期平均阻力系数的影响。C_(f)和C_(sg)随A_u和ω′^(1/2)的增加而增加,随Re_(ta)的增加而减少。且在相同的脉动流参数下,C_(sg)小于C_f,说明流体波动对定位格架局部阻力的影响较小。最后,通过量纲分析,根据阻力系数的变化规律建立了预测λ_(ta)和k_(ta)的计算关系式,得到了较好的预测结果。

关键词：脉动流棒束通道定位格架流动阻力

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船用反应堆大破口失水事故封闭环境核素扩散研究

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核动力工程 2022年第2期43卷 194-198页

作者：赵芳邹树梁徐守龙徐涛南华大学资源环境与安全工程学院湖南衡阳421001 南华大学核设施应急安全作业技术与装备湖南省重点实验室湖南衡阳421001 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

基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法,采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析,结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件,对船用反应堆大破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究。研究结果表明... 详细信息

基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法,采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析,结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件,对船用反应堆大破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究。研究结果表明,泄漏时间在45 min时,放射性核素扩散至冷却剂进口、出口位置,而在14 min时放射性核素已经开始向安全壳扩散;在51 min时,放射性核素开始从安全壳破口向安全壳外扩散;在87 min时,放射性核素开始向邻舱扩散。本研究计算结果可为核事故的应急决策提供理论支持和数据支撑。

关键词：船用反应堆大破口失水事故核素扩散 MELCOR耦合CFD-FLUENT

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全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统瞬态特性数值分析

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原子能科学技术 2013年第9期47卷 1514-1521页

作者：王宝生王冬青董化平姜晶张建民西安交通大学能源与动力工程学院陕西西安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四川成都610041 西安大略大学电子与计算机工学院

在一维质量、动量和能量守恒方程基础上建立了AP1000反应堆主冷却剂系统及非能动余热排出系统数学模型,并编制了用于该系统瞬态特性分析的动态仿真程序PRHRSDSC。模拟了非能动余热排出系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,并将计算结果... 详细信息

在一维质量、动量和能量守恒方程基础上建立了AP1000反应堆主冷却剂系统及非能动余热排出系统数学模型,并编制了用于该系统瞬态特性分析的动态仿真程序PRHRSDSC。模拟了非能动余热排出系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,并将计算结果与西屋公司的LOFTRAN程序结果进行对比。结果表明:系统可依靠自然循环有效导出堆芯余热,一回路冷却剂温度维持在过冷状态,峰值压力未超过运行压力限值,各参数的变化趋势符合良好,证明了建模的合理性。

关键词： APlOOO 非能动余热排出系统自然循环全厂断电瞬态分析

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基于高精度LBM的中子输运SP3方程模拟

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核动力工程 2020年第S02期41卷 88-91页

作者：彭星杰马宇王亚辉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 中山大学中法核工程与技术学院广东珠海519082 哈尔滨工业大学能源科学与工程学院哈尔滨150001

中子输运SP3方程是介于中子输运和中子扩散方程之间的一种近似理论,其计算精度高于中子扩散方程同时计算量远小于中子输运方程,被广泛应用于现代反应堆数值模拟及工程计算中。为了实现对中子输运SP3方程的高精度灵活模拟,基于高阶精度格... 详细信息

中子输运SP3方程是介于中子输运和中子扩散方程之间的一种近似理论,其计算精度高于中子扩散方程同时计算量远小于中子输运方程,被广泛应用于现代反应堆数值模拟及工程计算中。为了实现对中子输运SP3方程的高精度灵活模拟,基于高阶精度格子Boltzmann方法(HLBM),采用耦合双分布模型,将HLBM在反应堆物理计算中的应用扩展到SP3方程计算中,建立了求解中子输运SP3方程的HLBM模型(SP3-HLBM)并实现了多维多群中子输运SP3方程的高阶精度格子Boltzmann模拟。数值结果表明,本文所建立的SP3-HLBM模型能准确地模拟中子输运问题同时,能够实现对不同堆芯条件下中子分布的灵活准确预测。

关键词：中子输运 SP3 格子Boltzmann方法(LBM) 高精度

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液态铅铋合金绕丝燃料组件共轭传热数值模拟

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北京化工大学学报（自然科学版） 2023年第4期50卷 59-66页

作者：邓诗雨卢涛邓坚王啸宇张喜林朱大欢北京化工大学机电工程学院北京100029 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

围绕液态铅铋合金(LBE)的数值模拟研究通常仅针对流体域,而忽略了固体域的影响。为了研究绕丝燃料组件物理模型及边界条件对LBE的流动与传热的影响,基于质量守恒原则、能量守恒原则和传热特性等效原则,设计了燃料棒及绕丝表面有恒热流... 详细信息

围绕液态铅铋合金(LBE)的数值模拟研究通常仅针对流体域,而忽略了固体域的影响。为了研究绕丝燃料组件物理模型及边界条件对LBE的流动与传热的影响,基于质量守恒原则、能量守恒原则和传热特性等效原则,设计了燃料棒及绕丝表面有恒热流密度的纯流体域模拟、燃料棒及绕丝有恒体积功率的流固共轭传热模拟、燃料棒表面有恒热流密度的纯流体域模拟和燃料棒有恒体积功率的流固共轭传热模拟这4种数值模拟方案,在施加相同总功率条件下,比较了4种方案的LBE和流固边界上的温度分布差异。对比分析4种方案的大涡模拟结果发现:流固共轭传热方案比热流边界方案更具合理性;与Pacio实验数据相比,方案四即燃料棒具有恒体积功率的流固共轭传热的数值模拟结果在流固边界峰值温度上的偏差最小。因此,针对绕丝燃料组件LBE及包壳局部温度峰值的数值预测,推荐采用燃料棒有内热源的流固共轭传热数值模拟方案,能够准确预测绕丝燃料组件内LBE的温度特性。

关键词：液态铅铋合金(LBE) 绕丝燃料组件流固共轭传热等效原则

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岭澳二期核电站数字化反应堆保护系统

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核动力工程 2008年第1期29卷 1-4,9页

作者：刘宏春王涛涛王华金周继翔刘光明许东方中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院成都610041 中广核工程设计有限公司广东深圳518000

岭澳二期核电站反应堆保护系统是我国自主设计的第一个数字化反应堆保护系统。本文介绍了岭澳二期核电站数字化反应堆保护系统的总体结构、设计特点、定期试验以及自检等方面的内容。

关键词：核电站数字化反应堆保护系统定期试验

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重力注水流动不稳定现象关键影响因素实验研究

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核动力工程 2019年第S2期40卷 134-143页

作者：杜政瑀佟立丽曹学武王小吉侯丽强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 上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

重力注水过程由于流量较小,可能导致流动不稳定现象等问题,对核反应堆安全性有着重要的影响。因此,基于由高位水箱、实验本体、出入口阻力调节阀和冷却水箱组成的实验装置开展了实验,研究了实验本体入口形阻、加热功率、系统压力和冷却... 详细信息

重力注水过程由于流量较小,可能导致流动不稳定现象等问题,对核反应堆安全性有着重要的影响。因此,基于由高位水箱、实验本体、出入口阻力调节阀和冷却水箱组成的实验装置开展了实验,研究了实验本体入口形阻、加热功率、系统压力和冷却水过冷度对流动不稳定现象的影响。研究结果表明,根据冷却水注入流量的变化,重力注水流动不稳定现象可以分为3个阶段:冷却水初次注入阶段、冷却水逐出阶段和冷却水再注入阶段。在一定的加热棒初始温度、实验本体出口形阻和高位水箱液位的情况下,增大实验本体入口形阻减小了流动不稳定现象的发生次数和持续时间,同时也降低了冷却水注入流量,并最终导致一段时间内冷却水注入出现了停滞。增大加热功率加快了冷却水的沸腾,缩短了单相流动的时间,降低了系统的稳定性。提高系统压力减小了冷却水和蒸汽的密度差,提高了冷却水的吸热能力,抑制了冷却水的沸腾,提高了系统的稳定性。增大冷却水过冷度提高了冷却水的吸热能力,降低了空泡系数,延长了压力震荡的周期,提高了系统的稳定性。相关结果可以为核反应堆非能动安全系统的评估提供参考。

关键词：重力注水流动不稳定性冷却水逐出压力震荡

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安注过程蒸汽直接接触冷凝的数值模拟

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北京化工大学学报（自然科学版） 2021年第6期48卷 79-86页

作者：王高宇陈伟申亚欧卢涛北京化工大学机电工程学院北京100029 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

压水反应堆发生失水事故(LOCA)时,应急堆芯冷却系统(ECCS)将过冷的安注水注入到冷管段中,安注水与管道中的蒸汽发生直接接触冷凝,导致温度波动及压力振荡。选用流体体积分数模型、大涡湍流模型和双阻力冷凝模型,在FLUENT平台上对饱和蒸... 详细信息

压水反应堆发生失水事故(LOCA)时,应急堆芯冷却系统(ECCS)将过冷的安注水注入到冷管段中,安注水与管道中的蒸汽发生直接接触冷凝,导致温度波动及压力振荡。选用流体体积分数模型、大涡湍流模型和双阻力冷凝模型,在FLUENT平台上对饱和蒸汽与安注水直接接触冷凝过程进行数值模拟,获得直接接触冷凝过程中温度场和压力场的变化情况。结果表明,冷凝主要发生在汽液界面附近,主管内蒸汽流量的增加能够阻止安注水回流现象发生。

关键词：安注失水事故(LOCA) 直接接触冷凝数值模拟

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“一步法”微流控制备大直径复合乳粒中几何尺寸调控规律研究

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化工学报 2019年第12期70卷 4617-4624页

作者：徐兰潘大伟邓朝俊黄卫星刘梅芳四川大学化学工程学院四川成都610065 中国工程物理研究院激光聚变研究中心四川绵阳621900 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610041

复合乳粒几何尺寸的精密调控对于实现特定规格参数要求的聚合物空心微球的可控制备具有重要意义。基于"一步法"微流控装置,通过大量的实验获得了以油相与内水相流量比R和连续相毛细管数Ca为变量的复合乳粒构建操作区域图,并... 详细信息

复合乳粒几何尺寸的精密调控对于实现特定规格参数要求的聚合物空心微球的可控制备具有重要意义。基于"一步法"微流控装置,通过大量的实验获得了以油相与内水相流量比R和连续相毛细管数Ca为变量的复合乳粒构建操作区域图,并在能稳定形成复合乳粒区域范围内探讨了Ca、R以及管道尺寸对大直径复合乳粒几何尺寸的影响规律。实验结果表明:随着连续相毛细管数增大,复合乳粒几何尺寸(内径、外径和壁厚)均减小;随着油相与内水相流量比增大,复合乳粒内径减小,壁厚增大,而外径则呈现先减小后增大的趋势。此外,复合乳粒几何尺寸随管道直径增大而增大,且存在极限尺寸。实验结果可为单分散大直径复合乳粒的定量可控制备提供实验设计依据。

关键词：微通道多相流流体动力学复合乳粒惯性约束聚变

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基于连续能量蒙特卡罗方法的均匀化群常数计算

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核科学与工程 2012年第4期32卷 306-314页

作者：李满仓王侃姚栋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610041

两步法反应堆物理计算流程中,组件均匀化群常数显著影响堆芯计算精度。相比确定论方法,连续能量蒙特卡罗方法均匀化精确描述各种几何构型栅格,避免繁琐共振自屏计算,保留更多连续能量信息,不仅产生的群常数更精确,而且普适性也更强。作... 详细信息

两步法反应堆物理计算流程中,组件均匀化群常数显著影响堆芯计算精度。相比确定论方法,连续能量蒙特卡罗方法均匀化精确描述各种几何构型栅格,避免繁琐共振自屏计算,保留更多连续能量信息,不仅产生的群常数更精确,而且普适性也更强。作为实现连续能量蒙特卡罗组件均匀化的第一步,本文应用径迹长度方法统计计算一般群截面和群常数,提出并使用散射事件方法获得不能直接应用确定论方法计算群间散射截面和高阶勒让德系数,应用P1截面计算扩散系数。为还原两步法计算流程中组件在堆芯的临界状态,本文应用BN理论对均匀化群常数进行泄漏修正。在4种类型组件和简化压水堆堆芯上数值验证蒙特卡罗均匀化群常数。验证结果表明:连续能量蒙特卡罗方法组件均匀化群常数具有良好几何适应性,显著提高堆芯计算精度。

关键词：均匀化群常数蒙特卡罗方法连续能量

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