检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2012年第S1期33卷 54-58页

作者：刘晓钟黄彦平马建黄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

通过实验研究和数值计算相结合的方法研究摇摆条件下矩形窄缝通道单相等温流动摩擦阻力特性。研究发现:受摇摆附加惯性力的影响,流道内的微观流场出现变化,但在本实验参数范围内,流场的微观变化较小,摇摆对摩擦阻力特性的影响可以忽略,... 详细信息

通过实验研究和数值计算相结合的方法研究摇摆条件下矩形窄缝通道单相等温流动摩擦阻力特性。研究发现:受摇摆附加惯性力的影响,流道内的微观流场出现变化,但在本实验参数范围内,流场的微观变化较小,摇摆对摩擦阻力特性的影响可以忽略,由流道静止状态获得的摩擦阻力系数计算公式在摇摆条件下仍然适用。

关键词：摇摆矩形窄缝通道单相等温流动摩擦阻力

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矩形回路内超临界水稳态自然循环特性数值分析

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核动力工程 2012年第4期33卷 91-95页

作者：吕发黄彦平闫晓曾小康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

采用计算流体力学(CFD)方法对简单矩形回路内的稳态自然循环进行数值模拟研究,并对超临界条件下的重力压降计算方法进行评估分析。结果表明,稳态自然循环流量随加热功率的变化,加热段出口流体温度在拟临界点附近时出现最大值,该最大值... 详细信息

采用计算流体力学(CFD)方法对简单矩形回路内的稳态自然循环进行数值模拟研究,并对超临界条件下的重力压降计算方法进行评估分析。结果表明,稳态自然循环流量随加热功率的变化,加热段出口流体温度在拟临界点附近时出现最大值,该最大值随加热段入口流体温度的增加而减小;加热段的温度整体上升并向拟临界区移动时,加热段进出口间的密度差、速度差趋于增加,而压降趋于减小。重力压降计算方法评估表明,Ornatskiy与Razumovskiy所推荐的公式在计算较长管道(2 m)内重力压降时结果偏小,最大偏差接近-30%,辛普森公式可以较好地计算较长管道内的重力压降,可用于处理实验数据。

关键词：超临界水自然循环矩形回路 CFD

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超临界传热关系式的整理与评估

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核动力工程 2012年第S1期33卷 28-31页

作者：黄志刚曾小康李永亮闫晓肖泽军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610041

在超临界条件下流体升温过程中不会出现相变,所以现有的超临界传热关系式基本都是参考亚临界条件下的单相传热关系式再添加相应的修正项得到。对现有的超临界传热关系式进行分类整理,介绍各类计算方法的特点并用实验数据对各类计算方法... 详细信息

在超临界条件下流体升温过程中不会出现相变,所以现有的超临界传热关系式基本都是参考亚临界条件下的单相传热关系式再添加相应的修正项得到。对现有的超临界传热关系式进行分类整理,介绍各类计算方法的特点并用实验数据对各类计算方法进行了评估,结果发现Bishop和Jackson关系式的计算结果与实验数据偏差相对较小,这类关系式的计算精度稍高。

关键词：超临界传热关系式

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基于RELAP5的蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统影响因素分析

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核动力工程 2012年第6期33卷 72-75,87页

作者：周磊郗昭熊万玉闫晓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

采用RELAP5程序对蒸汽发生器(SG)二次侧非能动余热排出系统进行计算分析,研究液柱初始高度、液柱初始温度、系统阻力系数、加热功率和初始水装量等因素对自然循环特性的影响。

关键词：非能动余热排出系统 RELAP5程序计算分析

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紧密排列燃料组件交混系数试验研究

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核动力工程 2012年第S1期33卷 50-53,58页

作者：谢峰曹念郎雪梅熊万玉宫厚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

单相及两相工况下的交混系数是燃料组件热工分析、特别是子通道分析的一个关键参数。本文介绍19根棒束绕丝结构紧密排列燃料组件交混系数单相试验的试验本体结构、试验内容、试验方法及试验结果。试验研究获得了燃料组件出口温度分布及... 详细信息

单相及两相工况下的交混系数是燃料组件热工分析、特别是子通道分析的一个关键参数。本文介绍19根棒束绕丝结构紧密排列燃料组件交混系数单相试验的试验本体结构、试验内容、试验方法及试验结果。试验研究获得了燃料组件出口温度分布及紧密排列燃料组件交混系数,最后对试验结果、交混系数值以及热工参数对交混系数的影响等进行分析。

关键词：紧密排列燃料组件交混系数热工参数

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不同流道间隙下矩形通道临界热流密度的实验研究

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核动力工程 2012年第3期33卷 42-45页

作者：李勇熊万玉闫晓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610041

在氟利昂工质条件下，进行1-3mm间隙的矩形通道临界热流密度（CHF）的实验研究。研究发现，在1-3mm间隙的矩形通道内，随着压力的升高，CHF稍有下降；质量流速对CHF的影响呈非单调关系，在低含汽率区随着质量流速的增大，CHF增大；在高... 详细信息

在氟利昂工质条件下，进行1-3mm间隙的矩形通道临界热流密度（CHF）的实验研究。研究发现，在1-3mm间隙的矩形通道内，随着压力的升高，CHF稍有下降；质量流速对CHF的影响呈非单调关系，在低含汽率区随着质量流速的增大，CHF增大；在高含汽率区，随着质量流速的增大，CHF减小；临界含汽量的增加导致CHF明显降低。综合分析表明，在本实验工况参数范围内，流道间隙范围为1-3mm的矩形通道在相同的工况参数条件下，其CHF基本不受流道间隙的影响。

关键词：矩形通道临界热流密度流道间隙

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并联双通道密度波不稳定性实验研究

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核动力工程 2012年第2期33卷 75-77页

作者：刘艳军孙玉发闫晓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

采用两个相同的加热通道构成试验段,进行并联双通道密度波不稳定性实验研究。主要研究系统压力、质量流速和入口过冷度对流动不稳定性的影响,并给出过冷度-相变数边界。

关键词：并联双通道密度波不稳定性过冷度-相变数边界

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竖直圆管通道内超临界水传热实验及数值模拟研究

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原子能科学技术 2012年第7期46卷 799-803页

作者：黄志刚李永亮曾小康闫晓肖泽军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四川成都610041

为了对超临界水冷堆概念设计参数范围内超临界水的传热特性有进一步的了解,通过实验和数值模拟的方法对竖直上升圆管通道内超临界水的传热特性开展了研究,用实验数据对现有传热关系式和CFD计算模型进行了评估。通过实验数据与现有经验... 详细信息

为了对超临界水冷堆概念设计参数范围内超临界水的传热特性有进一步的了解,通过实验和数值模拟的方法对竖直上升圆管通道内超临界水的传热特性开展了研究,用实验数据对现有传热关系式和CFD计算模型进行了评估。通过实验数据与现有经验关系式的对比,发现现有大多数超临界传热关系式能够对本实验的壁温进行预测。使用实验数据对CFD模型进行了评估,结果表明在本实验参数条件下SST模型和RNGk-ε模型的计算壁温与实验数据趋势基本一致。

关键词：超临界水传热实验数值模拟

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二维孔隙结构内单相流动阻力特性数值模拟

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核动力工程 2012年第2期33卷 83-87页

作者：王雄张震闫晓肖泽军中国核动力研究设计院中核集团核反应堆热工水力技术重点实验室成都610041

利用计算流体力学(CFD)商业软件CFX 10.0,采用标准k-ε、RNG k-ε以及SST模型3种不同的湍流模型,对矩形管内球形颗粒作2维有序排列所形成的孔隙流道的等温单相流动进行数值模拟,并与Ergun关系式预计值进行对比;探讨球形颗粒的排列方式... 详细信息

利用计算流体力学(CFD)商业软件CFX 10.0,采用标准k-ε、RNG k-ε以及SST模型3种不同的湍流模型,对矩形管内球形颗粒作2维有序排列所形成的孔隙流道的等温单相流动进行数值模拟,并与Ergun关系式预计值进行对比;探讨球形颗粒的排列方式、直径等对单相流动阻力的影响;研究矩形管内单位长度压降及阻力系数随孔隙雷诺数Re的变化规律(1.5≤Re≤1497)。

关键词：孔隙流道单相流数值模拟压降阻力系数

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圆管内超临界水传热恶化数值模拟及模型评价

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核动力工程 2012年第2期33卷 66-70页

作者：黄志刚曾小康李永亮闫晓肖泽军中国核动力研究设计院中核集团核反应堆热工水力技术重点实验室成都610041

采用计算流体力学(CFD)方法对圆管通道内超临界水的传热恶化特性进行数值模拟研究,将现有模型对超临界条件计算的适用性和可靠性进行了评估。计算结果表明,在低质量流速条件下,传热恶化发生时流道内将会出现M型的速度分布,最大速度处的... 详细信息

采用计算流体力学(CFD)方法对圆管通道内超临界水的传热恶化特性进行数值模拟研究,将现有模型对超临界条件计算的适用性和可靠性进行了评估。计算结果表明,在低质量流速条件下,传热恶化发生时流道内将会出现M型的速度分布,最大速度处的湍动能明显减小;在高质量流速条件下,传热恶化时各物性参数中热导率对其传热特性有明显的影响。模型评估结果表明,本研究中SST模型能够用于高质量流速条件下传热恶化的计算。

关键词：超临界水计算流体力学传热恶化

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