检索结果-内蒙古大学图书馆

核科学与工程 2017年第3期37卷 393-398页

作者：刘亮周涛方晓璐王尧新杨旭华北电力大学核科学与工程学院北京102206 华北电力大学核热工安全与标准化研究所北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

采用液体中的固体颗粒热泳理论,对铅铋共晶合金(LBE)中金属纳米颗粒的热泳现象进行研究。计算LBE中不同种类纳米颗粒的热泳速度,并观察不锈钢纳米颗粒在不同流体中的热泳速度。对LBE中不同种类纳米颗粒热泳速度的计算结果表明,LBE中纳... 详细信息

采用液体中的固体颗粒热泳理论,对铅铋共晶合金(LBE)中金属纳米颗粒的热泳现象进行研究。计算LBE中不同种类纳米颗粒的热泳速度,并观察不锈钢纳米颗粒在不同流体中的热泳速度。对LBE中不同种类纳米颗粒热泳速度的计算结果表明,LBE中纳米颗粒的热泳速度随着温度梯度的增加而增加,随粒径的减小而增加;不锈钢颗粒的热泳速度要比碳纳米管颗粒低两个量级,与铜纳米颗粒的热泳速度相近。对不锈钢纳米颗粒在不同流体中热泳速度的计算结果表明,不锈钢颗粒在LBE中的热泳速度要比在水和四氟乙烷中低1个量级,比在机油和乙基乙二醇中高2个量级。

关键词：铅铋共晶合金热泳纳米颗粒液态金属

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蒸汽传热管破裂事故中颗粒物喷射的数值模拟

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核技术 2018年第2期41卷 55-62页

作者：张晗周涛田晓瑞周蓝宇夏榜样华北电力大学核科学与工程学院北京102206 华北电力大学核热工安全与标准化研究所北京102206 华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206 南华大学核科学技术学院衡阳421001 核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

蒸汽传热管破裂事故发生时,一回路中的颗粒物随着高温高压流体一起喷射进入二次侧,会对蒸汽发生器二次侧产生冲击并加速二次侧腐蚀。根据大亚湾核电站蒸汽发生器传热管实际尺寸建模,利用FLUENT流体软件,对蒸汽传热管破裂事故发生时的颗... 详细信息

蒸汽传热管破裂事故发生时,一回路中的颗粒物随着高温高压流体一起喷射进入二次侧,会对蒸汽发生器二次侧产生冲击并加速二次侧腐蚀。根据大亚湾核电站蒸汽发生器传热管实际尺寸建模,利用FLUENT流体软件,对蒸汽传热管破裂事故发生时的颗粒物喷射过程进行模拟研究。对连续相采取k-ε模型预测湍流变化,多相流模型选择混合模型,对颗粒相采取DPM(Discrete Particle Model)模型跟踪颗粒运动轨迹。研究发现,破口附近是高速场和高温度场,而在破口上方,温度场和速度场逐渐恢复均匀性;在破口上方附近存在回流现象;破口附近颗粒随着流场运动对二次侧管壁产生冲击,破口附近壁面所受到的冲击最严重;在破口上方及背离破口的管道附近存在颗粒物聚集现象,可能导致传热恶化;随着高度的增加,破口的影响开始扩散。

关键词：颗粒物蒸汽传热管破裂喷射

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液态铅铋共晶合金中纳米颗粒的热泳运动研究

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核科学与工程 2017年第2期37卷 223-228页

作者：陈娟周涛方晓璐王尧新杨旭华北电力大学核科学与工程学院北京102206 华北电力大学核热工安全与标准化研究所北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

关键词：铅铋共晶合金热泳纳米颗粒液态金属

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含颗粒物超临界水传热特性影响参数研究

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核科学与工程 2020年第6期40卷 1027-1034页

作者：朱亮宇丁锡嘉张家磊周涛秦雪猛华北电力大学核科学与工程学院北京102206 华北电力大学核热工安全与标准化研究所北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

研究含颗粒物超临界水的传热特性影响参数对超临界水堆的安全稳定运行有重要影响。利用CFX软件模拟含颗粒物超临界水在管道中流动运行,得到颗粒物浓度、质量流量、工作压力、加热功率对其传热特性的影响。结果表明:颗粒物的存在会使超... 详细信息

研究含颗粒物超临界水的传热特性影响参数对超临界水堆的安全稳定运行有重要影响。利用CFX软件模拟含颗粒物超临界水在管道中流动运行,得到颗粒物浓度、质量流量、工作压力、加热功率对其传热特性的影响。结果表明:颗粒物的存在会使超临界水温度升高,壁面传热系数增大;壁面传热系数随质量流量增大而增大;壁面传热系数峰值随工作压力的增大而减小,随加热功率的增大而减小并提前。

关键词：颗粒物超临界水壁面传热系数壁面温度

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CSR1000堆芯流量分配的研究

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核技术 2017年第3期40卷 81-86页

作者：陈杰周涛刘亮夏榜样华北电力大学核科学与工程学院北京102206 华北电力大学核热工安全与标准化研究所北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206 核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

以中国百万千瓦级超临界水冷堆(CSR1000)堆芯为研究对象,建立热工水力计算模型,计算出冷却剂和慢化剂温度分布、堆芯功率分布、燃料组件出口压力及流量分配等参数。计算结果表明,适当增加堆芯内部燃料组件流量比例,可以有利于径向功率展... 详细信息

以中国百万千瓦级超临界水冷堆(CSR1000)堆芯为研究对象,建立热工水力计算模型,计算出冷却剂和慢化剂温度分布、堆芯功率分布、燃料组件出口压力及流量分配等参数。计算结果表明,适当增加堆芯内部燃料组件流量比例,可以有利于径向功率展平,内外燃料组件通道出口压降,呈现"N"型变化,增大内部燃料组件的堆芯入口功率,内部组件内的流量分配也将减少,而外部燃料组件通道中的流量将增加,适当调整堆芯入口流量初始分配比例,可以使各通道功率分布展平。

关键词： CSR1000 内外燃料组件流量分配压降

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小型压水堆屏蔽泵的屏蔽套涡损计算方法及应用

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核科学与工程 2024年第4期44卷 832-837页

作者：王智超陆道纲李臻曹琼华北电力大学核科学与工程学院北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

屏蔽泵是小型压水堆一回路的核心设备,对整个反应堆的安全性与经济性有重要影响。屏蔽泵解决了轴封泵的泄漏问题,但屏蔽套使屏蔽泵的电涡流损耗更大,且热量难以带出,因此计算屏蔽套的电涡流损耗对屏蔽泵的设计和分析十分重要。常用屏蔽... 详细信息

屏蔽泵是小型压水堆一回路的核心设备,对整个反应堆的安全性与经济性有重要影响。屏蔽泵解决了轴封泵的泄漏问题,但屏蔽套使屏蔽泵的电涡流损耗更大,且热量难以带出,因此计算屏蔽套的电涡流损耗对屏蔽泵的设计和分析十分重要。常用屏蔽泵屏蔽套涡流损耗计算经验公式是基于两极千瓦级屏蔽泵提出和修正的,对于百千瓦级小型压水堆屏蔽泵计算偏差较大,有必要对其开展研究。文章首先针对常用屏蔽泵电机屏蔽套的电涡流损耗开展有限元计算,与实验结果对比,验证了有限元计算方法的精确性;其次,在考虑小型压水堆屏蔽泵特殊设计结构对屏蔽套电涡流损耗影响的基础上,修正了经验公式,使其适用于百千瓦级小型压水堆屏蔽泵;最后,基于修正后的经验公式提出了半有限元-经验公式结合算法的初步设计算法,应用于某小型压水堆屏蔽泵的结构设计。该方法使屏蔽电机的初步设计更加便捷。

关键词：小型压水堆屏蔽泵涡流损耗

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不同通道内超临界水中颗粒物的运动沉积特性研究

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核技术 2019年第3期42卷 81-86页

作者：吉慧敏周涛刘建全张继国姚文卓杨已颢上海电力大学能源与机械工程学院上海200090 华北电力大学核热工安全与标准化研究所北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

利用ANSYS CFX软件模拟,采用κ-ε模型来预测通道内的湍流变化,得到不同粒径(1～10μm)颗粒在不同管道内超临界水中的运动沉积特性规律。发现不同管道中细颗粒物的运动沉积浓度在不同入口温度下,大致呈现"M"型分布,在靠近管... 详细信息

利用ANSYS CFX软件模拟,采用κ-ε模型来预测通道内的湍流变化,得到不同粒径(1～10μm)颗粒在不同管道内超临界水中的运动沉积特性规律。发现不同管道中细颗粒物的运动沉积浓度在不同入口温度下,大致呈现"M"型分布,在靠近管道附近存在颗粒物浓度的极值。不同入口速度条件下,低速时各管道中颗粒浓度分布非常离散,速度提高后各管道内的颗粒物浓度呈现各自分布特点,主要受到颗粒扩散、热泳力、湍流作用及二次流等影响。分析出颗粒的运动沉积主要是颗粒与水分子间动量交换,以及颗粒运动受到阻力综合作用的结果。

关键词：不同管道超临界水颗粒物沉积

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基于缩比模型的非能动余热排出热交换器二次侧新装导流板效应实验研究

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动力工程学报 2017年第2期37卷 167-172页

作者：陆道纲张钰浩王忠毅曹琼傅孝良杨燕华华北电力大学核科学与工程学院北京102206 华北电力大学北京市非能动安全重点实验室北京102206 国家核电软件技术中心北京102209 国家能源核电软件重点实验室北京102209

为了减弱内置换料水箱(IRWST)在非能动余热排出热交换器(PRHR HX)余热排出过程中的热分层现象,建立了分离效应缩比实验台架,在PRHR HX二次侧管束区域新装不同数量的导流板,通过实验评价导流板设计方案对IRWST内温度分布、流动特性及PRHR... 详细信息

为了减弱内置换料水箱(IRWST)在非能动余热排出热交换器(PRHR HX)余热排出过程中的热分层现象,建立了分离效应缩比实验台架,在PRHR HX二次侧管束区域新装不同数量的导流板,通过实验评价导流板设计方案对IRWST内温度分布、流动特性及PRHR HX传热效果的影响。结果表明:导流板设计方案能够有效改变水箱自然循环特性,提高水箱下部冷流体的利用率,从而降低IRWST内的热分层程度,4导流板、8导流板设计方案分别使IRWST内热分层程度降低了32.3%和37.3%;但导流板造成竖直管束间浮升流体最大流速降低,使得传热系数有所减小,工程应用中需综合考虑各类因素的影响,得到最优化设计方案。

关键词：非能动余热排出热交换器内置换料水箱导流板热分层传热效果

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AP1000安全壳流动循环与热分层一维模型分析

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原子能科学技术 2014年第10期48卷 1803-1806页

作者：玉宇张鹤单祖华胡迎秋王升飞牛风雷刘鑫刚直华北电力大学核科学与工程学院非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206 上海核工程研究设计院上海200233 国家核电技术研发中心北京100010

非能动安全壳冷却系统是先进大型压水堆AP1000核电厂的重要安全系统之一,该系统利用安全壳内及安全壳外空气流道中的自然循环过程将安全壳内的热量带至环境中,大空间内的循环与热分层现象对安全壳内的传热及流动特性具有重要影响。本文... 详细信息

非能动安全壳冷却系统是先进大型压水堆AP1000核电厂的重要安全系统之一,该系统利用安全壳内及安全壳外空气流道中的自然循环过程将安全壳内的热量带至环境中,大空间内的循环与热分层现象对安全壳内的传热及流动特性具有重要影响。本文基于热分层理论,针对钢制安全壳内、外的自然循环过程,建立一维计算模型,在提高计算效率的基础上,得到安全壳内的温度分布,并与三维模型的计算结果进行了对比,验证了模型的合理性;同时得到了安全壳内压力及组分的分布。

关键词：非能动安全壳热分层一维模型

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基于缩比实验模型的快堆主容器内氩气空间传热特性数值研究

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核科学与工程 2023年第5期43卷 961-970页

作者：罗心越陆道纲冯佳琪于宗玉张钰浩华北电力大学核科学与工程学院北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

池式钠冷快堆主容器内钠液面上方覆盖有氩气,钠液面通过多种传热方式相互耦合,不断向堆容器上部结构传递热量。为了对上部结构进行温度载荷下的强度分析,有必要开展氩气空间传热特性研究。一方面,国内外针对锥顶盖氩气空间传热特性开展... 详细信息

池式钠冷快堆主容器内钠液面上方覆盖有氩气,钠液面通过多种传热方式相互耦合,不断向堆容器上部结构传递热量。为了对上部结构进行温度载荷下的强度分析,有必要开展氩气空间传热特性研究。一方面,国内外针对锥顶盖氩气空间传热特性开展了较多的数值模拟研究,但大多缺乏实验验证。另一方面,虽有少量针对氩气空间的换热特性实验研究,但由于测量技术的制约,仅能获得关键部件的温度分布,难以获得其流动特性,因此对氩气空间复杂的传热特性和传热机理有待进一步研究。本文基于快堆钠液面和氩气空间换热特性缩比实验,开展氩气空间热工水力特性数值模拟,通过与实验结果对比,验证了数值方法的有效性,并在此基础上,对其温度分布及流动特性进行详细研究。研究结果表明:在不同工况下,氩气空间内温度分布总体对称,由于径向热屏蔽的存在,其上部窄流道区域温度明显低于下部氩气大空间温度;径向热屏蔽与底部钠液面间的氩气大空间内,由于瑞利(Ra)数较高,自然对流现象强烈,换热效果较强,在靠近底部钠液面处形成局部涡流,而径向热屏蔽外部窄流道区域内由于Ra数较小,自然对流较弱,主要依靠热辐射和导热进行传热。

关键词：钠冷快堆锥顶盖氩气空间对流换热

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