检索结果-内蒙古大学图书馆

哈尔滨工程大学学报 2025年第3期46卷 495-502页

作者：彭程邓康杰宋悠雅孟显品上海电力大学能源与机械工程学院上海200090 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四川成都610213

针对核电厂安全壳内事故后含不可凝性气体的壁面冷凝传热问题,本文基于气体的浓度扩散,构建了二元混合气体边界层模型,描述了壁面液膜冷凝传热沿竖直方向的分布。通过与恒定壁温实验中的恒定壁温工况及恒定冷却流量实验中的恒定冷却流... 详细信息

针对核电厂安全壳内事故后含不可凝性气体的壁面冷凝传热问题,本文基于气体的浓度扩散,构建了二元混合气体边界层模型,描述了壁面液膜冷凝传热沿竖直方向的分布。通过与恒定壁温实验中的恒定壁温工况及恒定冷却流量实验中的恒定冷却流量工况的比对,验证了模型对于强迫对流湍流流动工况中,不可凝性气体质量份额为13.2%~99.3%,压力为0.1~0.66 MPa的预测结果与精细化网格处理后的计算流体力学程序的模拟结果相一致,且较系统分析程序RELAP5的模拟结果有显著的改进,本文研究可为核电厂假想事故下壁面液膜冷凝的快速评估提供模型基础。

关键词：混合气体边界层壁面液膜冷凝浓度扩散模型验证热流密度不可凝气体非能动安全壳冷却系统计算流体力学

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带螺旋肋片方环管内超临界水流动传热特性数值研究

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核动力工程 2013年第2期34卷 34-39页

作者：朱海雁闫晓曾小康李永亮黄彦平肖泽军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)数值模拟方法对光滑方环管和带螺旋肋片方环管内超临界水传热特性进行初步研究。计算结果表明,光滑方环管内超临界水的传热特性存在强烈的周向不均匀性;螺旋肋片的加入促使流道内出现了垂直于主流方向的二次流体,... 详细信息

采用计算流体力学(CFD)数值模拟方法对光滑方环管和带螺旋肋片方环管内超临界水传热特性进行初步研究。计算结果表明,光滑方环管内超临界水的传热特性存在强烈的周向不均匀性;螺旋肋片的加入促使流道内出现了垂直于主流方向的二次流体,增强了流场内的搅混,强化了方环管内的传热特性,并且极大地降低了周向上的传热不均匀性,能够有效地防止局部热点的出现;另一方面,螺旋肋片的加入增加了方环管内的摩擦压降。在对超临界水冷堆(SCWR)螺旋肋片进行结构参数优化设计时,需要从传热、流场搅混、压降等几个方面综合考虑。

关键词：超临界水堆计算流体力学(CFD) 螺旋肋片方环管流动传热特性

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二次侧非能动余热排出系统实验研究

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核动力工程 2015年第4期36卷 1-3页

作者：郗昭熊万玉谢峰宫厚军卓文彬李朋洲中核集团核反应堆热工水力技术重点实验室成都610041

利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT),开展了华龙1号非能动余热排出系统(PRS)自然循环特性实验。对PRS系统稳态特性实验研究和72 h长期自然循环特性的实验装置、实验工况和实验结果进行了介绍。实验结果表明,PRS系统和冷却器0.5... 详细信息

利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT),开展了华龙1号非能动余热排出系统(PRS)自然循环特性实验。对PRS系统稳态特性实验研究和72 h长期自然循环特性的实验装置、实验工况和实验结果进行了介绍。实验结果表明,PRS系统和冷却器0.5%FP的设计能力是可以达到的,且系统还具有稳定带出0.8%FP堆芯热量的能力,PRS系统能够在无人员干预的条件下安全带出全厂断电事故发生后72 h堆芯热量。

关键词：非能动余热排出系统三代核电非能动余热排出实验装置华龙1号

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二次侧非能动余热排出系统特性参数影响因素实验研究

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核动力工程 2017年第6期38卷 5-8页

作者：郗昭谢峰宫厚军余诗墨孙都成熊万玉昝元锋中核集团核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213

利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT),针对中核集团自主研发的三代核电华龙1号(ACP1000),开展了华龙1号非能动余热排出系统(PRS)特性参数影响因素实验研究。本文对实验装置、实验工况和实验结果进行了介绍。实验结果表明:系统... 详细信息

利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT),针对中核集团自主研发的三代核电华龙1号(ACP1000),开展了华龙1号非能动余热排出系统(PRS)特性参数影响因素实验研究。本文对实验装置、实验工况和实验结果进行了介绍。实验结果表明:系统阻力实验参数范围内,PRS均能够在无人员干预的条件下安全带出全厂断电事故发生后72 h堆芯热量;40%~160%额定换热面积范围内冷却器和单个系列PRS均具有稳定带出0.8%FP(满功率)堆芯热量的能力;实验范围内蒸汽发生器(SG)水位对同一功率稳定后压力和蒸汽温度的影响并不显著。

关键词：非能动余热排出系统三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT) 华龙1号

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带螺旋肋片方环形通道内超临界水传热特性实验研究

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核动力工程 2017年第6期38卷 18-22页

作者：朱海雁闫晓李永亮黄彦平肖泽军中核集团核反应堆热工水力技术重点实验室成都610041

开展带螺旋肋片方环形通道内超临界水传热特性实验,获得不同热工参数条件下的实验数据。实验工况范围为:压力23~25 MPa;质量流速600~1000 kg/(m2·s);热流密度300~800 k W/m2;螺距160 mm。基于实验数据研究压力、质量流速、热流密... 详细信息

开展带螺旋肋片方环形通道内超临界水传热特性实验,获得不同热工参数条件下的实验数据。实验工况范围为:压力23~25 MPa;质量流速600~1000 kg/(m2·s);热流密度300~800 k W/m2;螺距160 mm。基于实验数据研究压力、质量流速、热流密度对传热特性的影响。与光滑方环形通道内的实验数据对比发现:在相同热工参数条件下,带肋片方环形通道内换热系数比光滑方环形通道高,螺旋肋片对超临界水条件下的传热有较大的改善作用。对实验数据进行多元线性回归得到带螺旋肋片方环形通道内超临界水传热经验关系式。

关键词：超临界水传热特性方环形通道螺旋肋片

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旋叶式分离器叶片区液滴动力学行为研究

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核动力工程 2015年第6期36卷 51-55页

作者：牛茂芝黄振王均闫晓中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213

对旋叶式汽水分离器叶片区域液滴受力进行合理简化,得到旋叶式分离器叶片区域液滴动力学方程。利用数值模拟对比不同液滴直径、空气入口流速和叶片升角时,液滴通过叶片区、液滴撞击叶片和液滴撞击筒壁份额的变化。当液滴尺寸增大、空气... 详细信息

对旋叶式汽水分离器叶片区域液滴受力进行合理简化,得到旋叶式分离器叶片区域液滴动力学方程。利用数值模拟对比不同液滴直径、空气入口流速和叶片升角时,液滴通过叶片区、液滴撞击叶片和液滴撞击筒壁份额的变化。当液滴尺寸增大、空气入口流速增大或叶片升角减小时,液滴撞击叶片份额呈现增加的趋势,叶片升角对结果的影响不大。液滴曳力与惯性力的比值在时间上的积累越大,液滴越不容易撞击到叶片上。

关键词：汽水分离器叶片区液滴动力学影响因素

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球床内流动与传热特性等效模型的实验研究

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核动力工程 2015年第4期36卷 12-16页

作者：杜代全周慧辉徐建军杨祖毛黄彦平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

针对球床过冷水（单相）流动传热特性等效模型开展实验研究,分析各热工参数对等效模型流动传热特性的影响规律,并拟合出等效模型的阻力系数和换热系数经验关系式。实验参数范围为：雷诺数467~3350,热流密度50~150 k W/m2。实验结果表明... 详细信息

针对球床过冷水（单相）流动传热特性等效模型开展实验研究,分析各热工参数对等效模型流动传热特性的影响规律,并拟合出等效模型的阻力系数和换热系数经验关系式。实验参数范围为：雷诺数467~3350,热流密度50~150 k W/m2。实验结果表明：在本实验参数范围内,压降随表观流速的增加而增大,呈二次方关系;压降随流体进口温度的增加而减小;换热系数随热流密度和表观流速的增加而增大。

关键词：球床等效模型流动传热

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RELAP5程序应用于二次侧非能动余热排出系统设计的初步评价

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核动力工程 2015年第2期36卷 143-146页

作者：熊万玉宫厚军郗昭卓文彬黄彦平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

应用实验数据对RELAP5/MOD3.3程序应用于二次侧非能动余热排出系统设计进行初步评价,结果表明,系统投入初期,由于RELAP5程序的一维流动假设,针对事故冷却水池早期的内部三维对流传热模拟存在不足;系统投入后期,冷却水池内部传热为泡核沸... 详细信息

应用实验数据对RELAP5/MOD3.3程序应用于二次侧非能动余热排出系统设计进行初步评价,结果表明,系统投入初期,由于RELAP5程序的一维流动假设,针对事故冷却水池早期的内部三维对流传热模拟存在不足;系统投入后期,冷却水池内部传热为泡核沸腾,池式沸腾换热占主导地位,程序计算结果与实验结果较吻合,RELAP5/MOD3.3程序基本适用于二次侧非能动余热排出系统的稳态运行特性分析。

关键词：非能动余热排出系统热工水力 RELAP5

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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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