检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2012年第6期33卷 61-64,71页

作者：吴丹余红星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成都610041

以瑞士NEPTUN-LWHCR稠密栅堆芯再淹没实验为基础,总结稠密栅再淹没过程的特点,建立先驱冷却换热新模型,分析造成再淹没过程包壳峰值温度较高的原因。分析表明,稠密栅再淹没过程中先驱冷却较差主要原因是蒸汽冷却较差。包壳峰值温度的对... 详细信息

以瑞士NEPTUN-LWHCR稠密栅堆芯再淹没实验为基础,总结稠密栅再淹没过程的特点,建立先驱冷却换热新模型,分析造成再淹没过程包壳峰值温度较高的原因。分析表明,稠密栅再淹没过程中先驱冷却较差主要原因是蒸汽冷却较差。包壳峰值温度的对比验证了先驱冷却换热新模型的合理性。

关键词：稠密栅再淹没 NEPTUN-LWHCR 先驱冷却

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棒束定位格架两相CFD模拟方法研究

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核动力工程 2012年第2期33卷 92-96页

作者：李松蔚张虹姜胜耀俞冀阳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成都610041

考虑气泡合并分裂,采用MUSIG模型,对3×3格架内空气-水两相分布进行计算流体力学(CFD)数值模拟研究发现,计算对入口两相分布预计不敏感,但对气泡直径大小敏感;在定位格架下游不远处,空泡份额分布由较小直径气泡起主导作用,格架下游... 详细信息

考虑气泡合并分裂,采用MUSIG模型,对3×3格架内空气-水两相分布进行计算流体力学(CFD)数值模拟研究发现,计算对入口两相分布预计不敏感,但对气泡直径大小敏感;在定位格架下游不远处,空泡份额分布由较小直径气泡起主导作用,格架下游较远处,空泡份额分布由较大直径气泡起主导作用。考虑空气-水两相流量、几何条件和压力对气泡直径的影响,本文提出针对棒束定位格架的数值模拟气泡最大直径设置关系式,并对模型选取和模拟方法给出建议。计算表明空泡份额分布曲线形状与峰值均和实验符合较好,该模拟方法能合理预测复杂通道两相数值分布。

关键词：定位格架两相 CFD MUSIG

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倾斜条件下强迫流动的传热特性研究

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核动力工程 2012年第3期33卷 46-50页

作者：杜思佳张虹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成都610041

对倾斜条件下圆管内强迫流动的传热特性进行实验研究及数值分析。实验结果表明,对于单相流动,在浮力的作用下圆管内的传热呈现非对称状态;圆管上侧传热减弱,壁温升高,而圆管下侧传热增强,壁温降低。数值模拟的结果也是如此。以此为基础... 详细信息

对倾斜条件下圆管内强迫流动的传热特性进行实验研究及数值分析。实验结果表明,对于单相流动,在浮力的作用下圆管内的传热呈现非对称状态;圆管上侧传热减弱,壁温升高,而圆管下侧传热增强,壁温降低。数值模拟的结果也是如此。以此为基础,提出引入倾斜条件下传热的修正因子,可以较好地预测倾斜条件下单相对流传热的变化幅度。对两相流动中的汽泡进行受力分析,揭示倾斜条件对两相传热影响不大的原因。

关键词：传热系数倾斜浮力传热修正因子

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在蒙特卡罗程序中统计共轭通量并计算中子动力学参数的方法

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原子能科学技术 2012年第5期46卷 579-584页

作者：汪量子姚栋王侃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

文章介绍了在蒙特卡罗程序中,使用反复裂变几率的统计结果作为共轭通量的估计,并作为权重函数计算动力学参数βeff和Λ的方法,阐释了在连续能量蒙特卡罗程序MCNP和多群蒙特卡罗程序MCMG中实现这种方法的过程。数值校验结果表明:在几乎... 详细信息

文章介绍了在蒙特卡罗程序中,使用反复裂变几率的统计结果作为共轭通量的估计,并作为权重函数计算动力学参数βeff和Λ的方法,阐释了在连续能量蒙特卡罗程序MCNP和多群蒙特卡罗程序MCMG中实现这种方法的过程。数值校验结果表明:在几乎不带来附加计算量的同时,在MCMG中使用该方法统计得到的共轭通量与ANISN的共轭通量计算结果符合较好,在MCNP中使用该方法计算得到的中子动力学参数与基准测量结果符合较好。在蒙特卡罗程序中实现了高效率计算中子动力学参数的功能,为蒙特卡罗程序进一步用于反应堆动态行为的分析奠定了基础。

关键词：共轭通量中子动力学参数反复裂变几率 MCNP MCMG

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连续能量蒙特卡罗方法组件均匀化中的临界效应

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计算物理 2012年第5期29卷 727-732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

研究蒙特卡罗均匀化中的临界效应,应用BN理论修正临界效应.简化压水堆模型和临界试验装置的验证表明:在连续能量蒙特卡罗方法均匀化中,BN方法很好的考虑了群常数的临界效应,曲率基模成功度量了堆芯的有限性.

关键词：临界效应均匀化蒙特卡罗方法群常数 BN理论

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基于有序堆积球床的单相阻力特性实验研究与数值模拟

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原子能科学技术 2012年第B12期46卷 807-810页

作者：李健宋小明鲁剑超李仲春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 清华大学工程物理系北京100084

以有序堆积球床结构为对象建立数值计算模型,应用CFD方法对球床的单相流动阻力进行计算,并通过与两套有序球床的阻力实验进行比较,在不同流动介质、工况及排列方式下验证CFD方法在单相床层阻力计算方面的适应性。验证结果表明,针对球床... 详细信息

以有序堆积球床结构为对象建立数值计算模型,应用CFD方法对球床的单相流动阻力进行计算,并通过与两套有序球床的阻力实验进行比较,在不同流动介质、工况及排列方式下验证CFD方法在单相床层阻力计算方面的适应性。验证结果表明,针对球床结构中单相孔隙流动,CFD方法的计算结果能够较真实的反映球床流动阻力特性,并在一定工况范围内具有较好的计算精度。通过数值计算的结果分别拟合得到单相水和过热蒸汽的阻力关系式,为球床堆芯的水力学设计提供参考。

关键词：球床有序堆积 CFD 单相流动阻力特性实验验证

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船用反应堆冷却剂泵连续调速研究

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原子能科学技术 2012年第B09期46卷 262-266页

作者：李凤宇陆古兵陈智海军工程大学船舶与动力学院湖北武汉430033 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

采用船用核动力装置模拟程序,对反应堆冷却剂泵转速连续调节研究进行仿真试验研究。在相同的40%满功率工况下,进行冷却剂泵转速阶跃变化与连续变化两种试验。对比了反应堆进出口温度、反应堆功率、反应堆反应性、冷却剂流量、蒸发器蒸... 详细信息

采用船用核动力装置模拟程序,对反应堆冷却剂泵转速连续调节研究进行仿真试验研究。在相同的40%满功率工况下,进行冷却剂泵转速阶跃变化与连续变化两种试验。对比了反应堆进出口温度、反应堆功率、反应堆反应性、冷却剂流量、蒸发器蒸汽压力等参数的变化情况,对开展船用反应堆冷却剂泵连续调速设计具有重要的指导意义。

关键词：反应堆冷却剂泵转速调节

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非对称加热下摇摆对并联双通道管间脉动特性的影响

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原子能科学技术 2012年第10期46卷 1212-1215页

作者：周铃岚张虹谭长禄黄善仿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

采用理论分析与RELAP5/MC程序计算相结合的方法,研究了非对称加热条件下摇摆运动对并联双通道管间脉动特性的影响。结果表明,摇摆运动会引起周期等于摇摆周期以及1/2摇摆周期的流量波动,当摇摆引起的流量波动周期与系统固有热工水力振... 详细信息

采用理论分析与RELAP5/MC程序计算相结合的方法,研究了非对称加热条件下摇摆运动对并联双通道管间脉动特性的影响。结果表明,摇摆运动会引起周期等于摇摆周期以及1/2摇摆周期的流量波动,当摇摆引起的流量波动周期与系统固有热工水力振荡周期接近时,会发生共振效应,从而使密度波振荡提前发生。增大摇摆幅度及通道到摇摆中心的距离可增强流量波动幅度,降低系统稳定性。

关键词：非对称加热摇摆运动管间脉动

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倾角变化的窄缝通道内CHF理论模型

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核动力工程 2012年第S1期33卷 90-94页

作者：张亚培田文喜秋穗正苏光辉余红星闫晓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工程设计技术重点实验室成都610041 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

对倾角变化的矩形窄缝通道的临界热流密度(CHF)进行分析,基于逆向对流限制(CCFL)机理建立相应的理论分析模型,并将该理论模型的预测结果与已有的实验结果进行对比。结果表明:当矩形窄缝通道尺寸为1 mm和2 mm,且倾角在范围在15°~90&... 详细信息

对倾角变化的矩形窄缝通道的临界热流密度(CHF)进行分析,基于逆向对流限制(CCFL)机理建立相应的理论分析模型,并将该理论模型的预测结果与已有的实验结果进行对比。结果表明:当矩形窄缝通道尺寸为1 mm和2 mm,且倾角在范围在15°~90°时,预测结果与实验值符合得比较好;在倾角小于15°时,理论模型对CHF的预测明显小于实验值;修正的Katto-Kosho关系式可以比较准确地预测倾角小于15°时的CHF值;当通道尺寸为5 mm和10 mm时,预测值比实验值大,这表明基于CCFL机理的CHF预测理论模型仅适用于通道尺寸小于等于2 mm的窄缝通道。

关键词：临界热流密度矩形窄缝逆向对流限制

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严重事故条件下反应堆压力容器下封头CHF模型应用研究

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核动力工程 2012年第6期33卷 46-50页

作者：余红星苏光辉关仲华黄代顺西安交通大学核科学与技术学院西安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610041

根据堆芯熔融物滞留(IVR)措施与压力容器的传热特点,对界面脱离临界热流密度(CHF)分析理论模型和考虑单个汽泡汽-液界面动力学的CHF分析理论模型分别进行改进,建立综合的CHF预测模型以应用于压力容器下封头CHF分析。结果表明,本文的综... 详细信息

根据堆芯熔融物滞留(IVR)措施与压力容器的传热特点,对界面脱离临界热流密度(CHF)分析理论模型和考虑单个汽泡汽-液界面动力学的CHF分析理论模型分别进行改进,建立综合的CHF预测模型以应用于压力容器下封头CHF分析。结果表明,本文的综合模型预测的下封头CHF结果与国际上一些大尺寸的弯曲表面实验结果基本一致。

关键词：临界热流密度严重事故堆芯熔融物滞留

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