检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2011年第4期32卷 52-57页

作者：李虹波陈炳德熊万玉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

在流动传热基础试验平台上进行了矩形通道干涸后过渡沸腾传热试验。对过渡沸腾的传热特性进行分析;对进口含汽率、质量流速、系统压力等各热工水力参数对过渡沸腾传热的影响进行试验研究。结果表明:干涸后过渡沸腾是一个不稳定的传热过... 详细信息

在流动传热基础试验平台上进行了矩形通道干涸后过渡沸腾传热试验。对过渡沸腾的传热特性进行分析;对进口含汽率、质量流速、系统压力等各热工水力参数对过渡沸腾传热的影响进行试验研究。结果表明:干涸后过渡沸腾是一个不稳定的传热过程,壁面温度发生明显的脉动,过渡沸腾会引起质量流速和流道进出口压降等流动参数的脉动;进口含汽率的增加会导致过渡沸腾热流密度减小,壁面温度升高,传热系数减小;质量流速的增大或者系统压力的升高均会导致过渡沸腾热流密度增大,壁面温度降低,传热系数增大。

关键词：矩形通道干涸过渡沸腾热工水力

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矩形并联多通道密度波不稳定实验

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核动力工程 2011年第3期32卷 82-86页

作者：周源闫晓王艳林卢冬华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2个相同的矩形加热通道和1个不受热大旁通通道构成实验段,在高温高压实验台架上对并联多通道流动不稳定性进行系统的实验研究。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。以并联多通道发生流动不稳定时矩形通... 详细信息

采用2个相同的矩形加热通道和1个不受热大旁通通道构成实验段,在高温高压实验台架上对并联多通道流动不稳定性进行系统的实验研究。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。以并联多通道发生流动不稳定时矩形通道热工参数为基准绘制过冷度数-相变数(Nsub-Npch)边界图,并将其与矩形双通道流动不稳定边界进行对比。结果表明,相近工况参数条件下,并联多通道脉动界限热流密度相对较高。

关键词：并联多通道密度波不稳定矩形通道

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矩形窄缝通道内湍流充分发展区流动边界层探析

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核动力工程 2011年第1期32卷 95-98,103页

作者：徐建军陈炳德王小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

从宏观特性比较分析的角度出发,通过计算流体动力学(CFD)微观结果来探析矩形窄缝通道内湍流充分发展区边界层分布的特性。研究结果表明,从宏观角度看,一些适用于常规通道的经典公式仍然适用于矩形窄缝通道;现有的实验结果基本支持湍流... 详细信息

从宏观特性比较分析的角度出发,通过计算流体动力学(CFD)微观结果来探析矩形窄缝通道内湍流充分发展区边界层分布的特性。研究结果表明,从宏观角度看,一些适用于常规通道的经典公式仍然适用于矩形窄缝通道;现有的实验结果基本支持湍流充分发展区矩形窄缝通道内的流动和传热规律符合常规通道内特点的结论。对多种湍流模型模拟的结果与经典公式的计算结果和实验数据进行了基准分析,表明用雷诺平均的CFD技术仍然是可信的。最后,根据上面分析情况,并结合CFD获得的微观流动细节以及近壁面经典速度分布公式预测情况,详细讨论矩形窄缝通道内湍流充分发展区流动边界层的分布情况。

关键词：边界层 CFD程序矩形窄缝

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平行窄隙矩形通道间脉动演化过程的实验研究

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核动力工程 2011年第5期32卷 75-79页

作者：王艳林陈炳德黄彦平王俊峰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

基于可视化实验,对平行窄隙矩形通道间脉动演化过程进行了研究。实验采用三面可视的实验本体,在系统压力0.2~0.8 MPa、质量流量60~300 kg/h、入口过冷度20~80℃参数范围内开展。实验结果表明：在平行窄隙矩形通道间,脉动的演化过程与流... 详细信息

基于可视化实验,对平行窄隙矩形通道间脉动演化过程进行了研究。实验采用三面可视的实验本体,在系统压力0.2~0.8 MPa、质量流量60~300 kg/h、入口过冷度20~80℃参数范围内开展。实验结果表明：在平行窄隙矩形通道间,脉动的演化过程与流量的变化、通道内流型的变化以及各特征点的转变过程紧密相关。当通道出口处于饱和点附近时其流量开始波动,而出现密度波型脉动时通道出口为环状流。

关键词：窄隙矩形通道脉动演化

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升沉条件下矩形窄缝通道单相等温流动摩擦阻力特性研究

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核动力工程 2011年第6期32卷 71-75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集团核反应堆热工水力技术重点实验室成都610041

采用实验和理论分析相结合的方法研究升沉条件下矩形窄缝通道以水为介质的单相等温流动摩擦阻力特性。结果表明,矩形窄缝通道的几何效应体现在层流区;影响升沉条件下矩形窄缝通道摩擦阻力特性的因素是通道入口和出口边界条件;当入口和... 详细信息

采用实验和理论分析相结合的方法研究升沉条件下矩形窄缝通道以水为介质的单相等温流动摩擦阻力特性。结果表明,矩形窄缝通道的几何效应体现在层流区;影响升沉条件下矩形窄缝通道摩擦阻力特性的因素是通道入口和出口边界条件;当入口和出口均给定速度边界时,升沉运动对等温流动没有影响,在静止状态获得的摩擦系数计算公式在升沉条件下仍然适用。

关键词：升沉矩形窄缝通道单相流等温摩擦阻力

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海洋条件下竖直圆管内单相传热特性实验研究

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核动力工程 2011年第3期32卷 92-96,101页

作者：杜思佳张虹贾宝山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

进行了海洋条件下圆管内的强迫循环传热实验,通过测量竖直圆管周向的温度分布,从而得到海洋条件下不同位置的传热系数。实验结果表明:倾斜时,靠近上侧管壁附近的传热减弱,而靠近下方的管壁处传热增强;摇摆时,垂直于摇摆轴方向的管壁处... 详细信息

进行了海洋条件下圆管内的强迫循环传热实验,通过测量竖直圆管周向的温度分布,从而得到海洋条件下不同位置的传热系数。实验结果表明:倾斜时,靠近上侧管壁附近的传热减弱,而靠近下方的管壁处传热增强;摇摆时,垂直于摇摆轴方向的管壁处传热会发生周期性振荡。采用计算流体力学(CFD)方法对海洋条件下单相传热问题进行了数值模拟,计算结果与实验结果一致。分析结果表明:倾斜时影响传热的主要因素是浮力;摇摆时影响传热的最主要因素是科里奥利力。

关键词：传热系数倾斜摇摆浮力科里奥利力

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提高子群法共振自屏计算精度研究

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核动力工程 2011年第6期32卷 7-12页

作者：黄世恩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成都610041

基于自行研制的子群法与特征线法相结合的中子共振自屏计算程序SGMOC,研究提高子群法计算精度的2种方法。数值验证表明,2种方法都能提高共振自屏计算精度。其中,采用随机干涉近似求解条件概率的共振干涉效应处理的修正效果约为（0.02%~0... 详细信息

基于自行研制的子群法与特征线法相结合的中子共振自屏计算程序SGMOC,研究提高子群法计算精度的2种方法。数值验证表明,2种方法都能提高共振自屏计算精度。其中,采用随机干涉近似求解条件概率的共振干涉效应处理的修正效果约为（0.02%~0.23%）Δk/k;考虑共振散射的修正效果约为0.1%Δk/k;综合运用2种方法的修正效果约为（0.03%~0.27%）Δk/k。

关键词：共振自屏 SGMOC 共振干涉效应条件概率共振散射

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基于绝对节点坐标法的输流管道非线性动力学分析

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振动与冲击 2011年第6期30卷 143-146,157页

作者：蔡逢春臧峰刚叶献辉黄茜中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

基于绝对节点坐标法,建立一种新的一维二节点输流管道单元。应用Irschik提出的适用于含非材料体系统的Lagrange方程推导输流管道单元的运动方程。采用Euler梁来模拟管道,并完全采用非线性Green应变张量和第二Piola Kirchhoff应力张量,... 详细信息

基于绝对节点坐标法,建立一种新的一维二节点输流管道单元。应用Irschik提出的适用于含非材料体系统的Lagrange方程推导输流管道单元的运动方程。采用Euler梁来模拟管道,并完全采用非线性Green应变张量和第二Piola Kirchhoff应力张量,没有任何量级近似,也没有假设悬臂输流管道的轴线不可伸长,并考虑材料的泊松效应对流速的影响,因此通过该方法得到的运动方程比传统的通过量级近似得到的输流管道的运动方程更合理。通过数值计算,分析不同边界条件下的输流管道非线性行为,并与经典输流管道运动方程的计算结果比较,结果表明该方法更合理。

关键词：绝对节点坐标法输流管道非线性振动稳定性

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溶液堆物理计算程序FMCAHR开发

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核动力工程 2011年第2期32卷 1-5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成都610041

针对溶液型燃料反应堆,基于蒙特卡罗输运计算方法,开发了溶液堆物理计算程序FMCAHR,该程序具有共振处理、搜索临界棒位、热工水力参数计算、气泡体积含量计算和燃耗计算的功能。对程序进行校算的结果证明该程序计算精度较高。

关键词：溶液堆共振处理热工水力辐照裂解气体燃耗

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溶液堆物理计算程序FMCAHR燃耗功能及其验证

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核动力工程 2011年第4期32卷 127-130,142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成都610041

介绍了FMCAHR程序的燃耗计算模型及流程,并使用燃耗基准题和DRAGON程序对燃耗计算结果进行验证。验证结果表明,FMCAHR燃耗计算功能的准确性较高,适用于溶液堆的燃耗计算分析。

关键词：溶液堆燃耗计算 FMCAHR DRAGON

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