检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2017年第2期38卷 51-55页

作者：陈娟周涛齐实马栋梁肖泽军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 中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610041

分别对40×5 mm和40×10 mm矩形通道内自然循环不稳定性进行了实验研究,得到了自然循环流量随加热功率的变化。结果表明:系统流量与压差的周期是相同并且反相;在矩形通道内,边角位置及二次流的存在,矩形通道会使流体的扰动加强... 详细信息

分别对40×5 mm和40×10 mm矩形通道内自然循环不稳定性进行了实验研究,得到了自然循环流量随加热功率的变化。结果表明:系统流量与压差的周期是相同并且反相;在矩形通道内,边角位置及二次流的存在,矩形通道会使流体的扰动加强,换热系数增加,特别是在饱和区域内,气泡与流体之间的扰动增强,容易形成搅拌流;5 mm通道与10 mm通道相比,由于其通道更窄阻力更大,在过冷区域更不容易形成稳定自然循环,且流动不稳定性的脉动更剧烈。

关键词：自然循环矩形通道流动不稳定性过冷沸腾

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基于灰色关联度的AP1000非能动余热排出系统参数敏感度分析

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核动力工程 2017年第6期38卷 107-112页

作者：齐实周涛李兵李宇江光明余红星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 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610213

采用RELAP5分析非能动先进压水堆(AP1000)丧失主给水事故下,非能动余热排出系统(PRHRS)行为。基于RELAP5结果,利用灰色关联度进行各影响因素重要度分析。结果表明对反应堆冷却剂出口最高温度和包壳最高温度影响最大的是反应堆初始功率,... 详细信息

采用RELAP5分析非能动先进压水堆(AP1000)丧失主给水事故下,非能动余热排出系统(PRHRS)行为。基于RELAP5结果,利用灰色关联度进行各影响因素重要度分析。结果表明对反应堆冷却剂出口最高温度和包壳最高温度影响最大的是反应堆初始功率,其次分别为IRWST水温、热交换器上升段高度、反应堆初始压力。相比较而言,PRHRS管径和PRHRS-HX阻力系数影响较小。

关键词：非能动余热排出系统 RELAP5 灰色关联度影响因素

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基于灰色关联度的超临界水自然循环换热系数影响因素分析

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核动力工程 2017年第2期38卷 19-23页

作者：陈娟马栋梁周涛齐实肖泽军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 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力重点实验室成都610041

在严重事故评价中,超临界水冷反应堆将充分利用自然循环的驱动力在循环中带走堆芯余热。影响超临界水换热系数的影响因素有很多,而定量地确定各个因素之间对换热系数的影响的大小,对于改善超临界水冷反应堆的设计,具有一定的现实参考意... 详细信息

在严重事故评价中,超临界水冷反应堆将充分利用自然循环的驱动力在循环中带走堆芯余热。影响超临界水换热系数的影响因素有很多,而定量地确定各个因素之间对换热系数的影响的大小,对于改善超临界水冷反应堆的设计,具有一定的现实参考意义。通过提取超临界水自然循环的实验数据点,选取加热段功率、管径、系统压力、入口温度、出口温度、出口壁温和系统循环流量等7个因素,应用灰色关联度分析方法,分析这些因素对换热系数的关联程度的大小。不同的分辨率对计算关联度的大小有较大影响。选取的分辨率越小时,各因素之间的关联度区分的越大。通过超临界水自然循环换热系数的灰色关联度大小的分析,可以为换热系数的预测提供理论依据。

关键词：灰色关联度超临界水换热系数分辨率影响因素

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模糊贴近度方法在超临界水堆换热关系式选择中应用

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核技术 2017年第12期40卷 75-80页

作者：周涛李兵齐实马栋梁黄彦平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 中国核工业集团公司核反应堆热工水力技术重点实验室成都610041

以超临界水堆换热关系式为基础,利用模糊数学中贴近度的概念,并引入变异系数法确定各影响因素的权重。比较了确定工况与各经验公式适用范围的贴近程度,获得了该工况下最为适用的经验关系式。结果表明,采用Hamming贴近度、Euclid贴近度... 详细信息

以超临界水堆换热关系式为基础,利用模糊数学中贴近度的概念,并引入变异系数法确定各影响因素的权重。比较了确定工况与各经验公式适用范围的贴近程度,获得了该工况下最为适用的经验关系式。结果表明,采用Hamming贴近度、Euclid贴近度及最大最小贴近度等三种方法的计算结果基本一致,模糊数学中贴近度的应用,为超临界水堆的流动换热问题提供了一种可以在已知关系式的基础上,做出针对特定工况的最优关联式选择方法,使计算结果更加精确。

关键词：超临界水堆关联式模糊贴近度变异系数法

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小型钠冷堆堆芯物理计算

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科技创新与应用 2018年第5期8卷 15-17页

作者：秦雪猛周涛朱亮宇李子超张宝玲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京100206 华北水利水电大学河南郑州450045

小型钠冷堆具有应用灵活性高,运行简单,施工周期短,一次性投资少的优点,对其进行堆芯物理计算对小型钠冷堆的安全具有重要意义。利用MCNP程序建立起燃料元件,冷却剂,堆芯构件及反射层的堆芯几何模型,并进行临界有效增殖因子、功率分布... 详细信息

小型钠冷堆具有应用灵活性高,运行简单,施工周期短,一次性投资少的优点,对其进行堆芯物理计算对小型钠冷堆的安全具有重要意义。利用MCNP程序建立起燃料元件,冷却剂,堆芯构件及反射层的堆芯几何模型,并进行临界有效增殖因子、功率分布、反应性系数和停堆深度的堆芯物理计算,然后对与安全相关的物理参数进行安全性分析。研究表明:堆芯能够达到临界;堆芯功率分布较为平坦;冷却剂空泡系数为负值,满足堆芯设计准则;堆芯有足够的停堆深度,反应堆能安全停堆。

关键词：小型钠冷堆反应堆物理安全性

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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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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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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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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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超临界水堆燃料棒流致振动简化模型

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核科学与工程 2017年第3期37卷 362-366页

作者：刘雨陆道纲汪喆吴立村华北电力大学核科学与工程学院北京102206 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 中国核电工程有限公司北京100840

在超临界水堆中,当超临界水流过带有绕丝的燃料棒时可能诱发其发生振动,使得燃料包壳发生疲劳现象。带有的接触的非线性有限元模型使得计算量大大增加,而且其计算精度仍有待实验验证。本文针对超临界水堆流致振动实验,将绕丝的影响简化... 详细信息

在超临界水堆中,当超临界水流过带有绕丝的燃料棒时可能诱发其发生振动,使得燃料包壳发生疲劳现象。带有的接触的非线性有限元模型使得计算量大大增加,而且其计算精度仍有待实验验证。本文针对超临界水堆流致振动实验,将绕丝的影响简化为弹簧,建立燃料棒流致振动的简化模型,并通过有限元模型对燃料棒的固有特性进行分析,验证了模型的正确性。最后,以功率谱对模型加载,求得了超临界水堆燃料棒的位移响应和1δ解。

关键词：超临界水堆流致振动绕丝疲劳分析

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