检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2021年第11期55卷 1976-1983页

作者：于晓勇祁沛垚乔守旭王啸宇邓坚谭思超黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室哈尔滨工程大学黑龙江哈尔滨150001 西安热工研究院有限公司陕西西安710054 中国核动力研究设计院四川成都610041

棒束燃料元件受辐照发生肿胀或弯曲变形易导致局部阻塞事故,可能造成局部冷却剂蒸干,严重威胁燃料包壳的完整性。因此有必要针对局部阻塞条件下棒束通道内的流场及阻力特性进行研究。本实验采用粒子图像测速(PIV)技术对局部阻塞条件下5&... 详细信息

棒束燃料元件受辐照发生肿胀或弯曲变形易导致局部阻塞事故,可能造成局部冷却剂蒸干,严重威胁燃料包壳的完整性。因此有必要针对局部阻塞条件下棒束通道内的流场及阻力特性进行研究。本实验采用粒子图像测速(PIV)技术对局部阻塞条件下5×5棒束通道的流场特性进行了可视化测量,获得了不同类型子通道(边、角、中心子通道)在阻塞条件下的流场及压力数据。结果表明,漩涡在阻塞物两侧壁面生成,沿壁面增大到一定程度后脱落,并在下游形成回流区。随着阻塞率的增大,漩涡的尺寸及影响范围不断增大;随着雷诺数的增大,漩涡从阻塞物附近不断向下游扩散。流道内局部阻力系数随阻塞率的增大呈非线性增加趋势。

关键词：粒子图像测速棒束通道阻塞流场特性漩涡

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安全壳隔间壁面冷凝诱发的氢气分层行为研究

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应用科技 2024年第1期51卷 76-81页

作者：李建发陈广恒刘丰娄泰山陈喜明中国核电工程有限公司北京100840 哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001 哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室黑龙江哈尔滨150001

为了评估安全壳隔间冷壁附近的蒸汽冷凝对氢气聚集风险的影响,本研究采用数值模拟的方法对局部隔间内含氢混合气体的迁移和聚集现象开展分析。结果表明,在足够高的氢气和蒸汽浓度条件下,蒸汽冷凝会诱发近壁区的混合气体形成浮力流。当... 详细信息

为了评估安全壳隔间冷壁附近的蒸汽冷凝对氢气聚集风险的影响,本研究采用数值模拟的方法对局部隔间内含氢混合气体的迁移和聚集现象开展分析。结果表明,在足够高的氢气和蒸汽浓度条件下,蒸汽冷凝会诱发近壁区的混合气体形成浮力流。当隔间内释放气体的Fr小于临界值时,高浓度的氢气会在近壁区浮力流的驱使下聚集于隔间顶部;反之,隔间内的氢气会被混合均匀。当冷凝诱发浮力流的组分浓度被满足,蒸汽冷凝会增强安全壳局部隔间内高浓度氢气聚集的稳定性,隔间内氢气分层所需的临界Fr明显高于无冷凝条件。本文研究结论可为核电站严重事故下的氢气安全行为提供理论参考。

关键词：安全壳隔间蒸汽冷凝氢气气体分层氢气迁移氢气聚集多组分气体数值模拟

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基于不同功率的非能动安全壳热量导出系统实验研究

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应用科技 2024年第1期51卷 70-75页

作者：李丽娟于沛丁铭孙中宁中国核电工程有限公司北京100840 哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001 哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室黑龙江哈尔滨150001

“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)和“玲龙一号”非能动安全壳热量导出系统设计原理相同,但系统功能和设计准则不尽相同。为了掌握影响系统换热能力和运行的关键因素,本文结合不同... 详细信息

“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)和“玲龙一号”非能动安全壳热量导出系统设计原理相同,但系统功能和设计准则不尽相同。为了掌握影响系统换热能力和运行的关键因素,本文结合不同项目的特点,从综合性能实验需求和实验结果等方面,研究、分析“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统与“玲龙一号”非能动安全壳热量导出系统设计中的典型现象,发现降低冷却水箱水位可以提升系统的换热能力、改变冷管段阻力对系统的换热能力更敏感和冷管段隔离阀关闭方案在开启时可能会有一定的风险,从而提出后续优化研究和设计中需要重点关注的影响因素。文中结论可用于指导相关系统设计工作。

关键词：华龙一号玲龙一号非能动安全壳热量导出系统综合性能实验对比分析水箱水位影响阻力影响系统备用状态优化建议

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非能动安全壳热量导出蒸汽排放装置实验研究

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应用科技 2023年第5期50卷 120-125页

作者：王佳卓李丽娟谷海峰孙中宁中国核电工程有限公司北京100840 哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001 哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室黑龙江哈尔滨150001

为了解决“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统运行时水箱内蒸汽排放的问题,本文通过研究“华龙一号”的非能动安全壳热量导出系统的蒸汽排放装置,在理论分析的基础上,设计并开展了蒸汽排放装置的性能实验,提出蒸汽排放装置设计的关键... 详细信息

为了解决“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统运行时水箱内蒸汽排放的问题,本文通过研究“华龙一号”的非能动安全壳热量导出系统的蒸汽排放装置,在理论分析的基础上,设计并开展了蒸汽排放装置的性能实验,提出蒸汽排放装置设计的关键要求,以指导工程项目中非能动安全壳热量导出系统蒸汽排放装置的设计。本文可为华龙系列后续工程中蒸汽排放装置的研究和设计提供指导和支持。

关键词：华龙一号非能动安全壳热量导出系统水箱蒸汽排放运行原理分析蒸汽排放装置实验研究装置设计工程装置设计指导

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基于Flowmaster的舰船消防管路泄漏模拟研究

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哈尔滨商业大学学报（自然科学版） 2023年第3期39卷 308-315页

作者：吴凯卢佳鑫栾秀春黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室哈尔滨150001 核安全与先进核能技术工信部重点实验室哈尔滨150001 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001

消防管路是舰船上重要的辅助系统,提供意外事故下的消防用水和船上设备的冷却用水.为了研究某舰船消防管路在发生泄漏时管路内水力特性,采用Flowmaster软件建立了某舰船的一维管路模型.研究发现,稳态仿真结果与实验参数基本吻合,说明搭... 详细信息

消防管路是舰船上重要的辅助系统,提供意外事故下的消防用水和船上设备的冷却用水.为了研究某舰船消防管路在发生泄漏时管路内水力特性,采用Flowmaster软件建立了某舰船的一维管路模型.研究发现,稳态仿真结果与实验参数基本吻合,说明搭建的管路模型是正确的.动态仿真结果表明,在管路发生泄漏时,水锤效应会使泄漏点力曲线发生波动;泄漏点破口增大会导致在管路发生泄漏时出现流量振荡和压力波动,在管路设计时应给管道承压留有足够裕度,防止管道因泄漏压力的波动引发主管道二次破裂;通过研究不同泄漏位置对管路的影响发现,靠近泵位置处的泄漏点,其最大泄漏流量会略大于其余泄漏点位置处,设计时应考虑在泵出口管道处添加防冲刷措施,避免管道发生意外破损.仿真结果可以为后续进行泄漏实验研究提供一定的指导作用.

关键词：舰船消防管路 Flowmaster 泄漏仿真分析

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非能动安全壳冷却系统启动策略试验研究

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应用科技 2023年第5期50卷 115-119页

作者：黄晨赵斌孟兆明孙中宁中国核电工程有限公司北京100840 哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001 哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室黑龙江哈尔滨150001

为研究非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)启动策略,支撑电厂故障应对策略的制定,本文结合“华龙一号”PCS系统配置,提出了4种系统启动策略并开展详细研究,根据分析结果优选出2种方案进行试验研究... 详细信息

为研究非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)启动策略,支撑电厂故障应对策略的制定,本文结合“华龙一号”PCS系统配置,提出了4种系统启动策略并开展详细研究,根据分析结果优选出2种方案进行试验研究。试验结果表明:PCS系统采用双阀开启方案或冷管段隔离阀关闭方案时能够获得较优的启动性能;采用双阀开启方案,系统启动过程较为平稳;采用冷管段隔离阀关闭方案,为避免在启动过程中发生故障,建议系统启动时换热器传热管内液体温度不要超过120℃。试验结果对“华龙一号”PCS系统启动规程的制定具有指导意义。

关键词：非能动安全壳热量导出系统安全壳喷淋系统华龙一号系统启动策略超设计基准事故汽锤两相流自然循环

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铅铋介质中螺旋盘管管束三维流场数值模拟方法研究

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核动力工程 2025年第1期46卷 63-72页

作者：殷一博温济铭田瑞峰高璞珍夏榜样陈冲张雪谭思超哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001 哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室哈尔滨150001 中国核动力研究设计院先进核能技术全国重点实验室成都610213

在换热器设计中,通过了解铅铋介质在管束中的旋流和涡流等三维流场特性,可以更好地预测和评估换热管设计,确保换热器的安全稳定运行。本研究基于数值模拟对温度为200℃、入口流速为0.5 m/s的铅铋介质在螺旋盘管中的漩涡脱落问题开展研究... 详细信息

在换热器设计中,通过了解铅铋介质在管束中的旋流和涡流等三维流场特性,可以更好地预测和评估换热管设计,确保换热器的安全稳定运行。本研究基于数值模拟对温度为200℃、入口流速为0.5 m/s的铅铋介质在螺旋盘管中的漩涡脱落问题开展研究,以验证后的大涡模拟(LES)方法计算结果为标准,与不同模型进行对比,得到关于此问题的较高计算效率求解模型。结果表明,分离涡模拟(DES)剪切应力传输模型(SST) k-ω与LES模型相比具有较高的计算效率;在研究范围内螺旋盘管至少受漩涡脱落和湍流激振的影响,不同管子之间的脱落漩涡相互影响,导致升阻力频谱出现多峰特征;与直管束不同,螺旋管束下游的流动结构和速度分布都是不对称的,由于螺旋盘管升角的存在,增强了管间间隙的法向速度,且螺旋盘管的盘绕形状使横向速度分布更加不均匀。

关键词：螺旋盘管铅铋介质三维流场大涡模拟(LES)

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非能动安全壳热量导出系统换热水箱水质研究

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应用科技 2023年第6期50卷 33-37页

作者：马惠昀李丽娟于沛郭泽华中国核电工程有限公司北京100840 哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001 黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室黑龙江哈尔滨150001

为解决“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)换热水箱长期静置后的水质管理问题,设计相应的水质管理方案。本文设计了2个水箱实验体进行对比实验,并通过定期取样获得了PCS水箱长期静置... 详细信息

为解决“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)换热水箱长期静置后的水质管理问题,设计相应的水质管理方案。本文设计了2个水箱实验体进行对比实验,并通过定期取样获得了PCS水箱长期静置及加药后的水质变化参数。实验结果证明PCS设置的U型管水封能起到良好的隔离作用,保证了水箱本体的水质;添加双氧水能有效抑制水箱中钠、氯和硫酸根离子质量分数的增加。本文提出的水质管理方案为PCS水箱水质管理的运行提供了理论支持,并为核电厂非能动系统的安全运行提供了保障。

关键词： "华龙一号" 非能动安全壳热量导出系统水质长期静置水箱加药 U型管水封核电

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非能动安全壳热量导出系统阻力特性对换热能力影响研究

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应用科技 2023年第6期50卷 38-41页

作者：王广飞于沛李丽娟丁铭孙中宁中国核电工程有限公司北京100840 哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001 黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室黑龙江哈尔滨150001

为研究非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)管道工程布置设计过程中的调整对系统排热能力的影响,利用非能动安全壳热量导出系统性能综合验证实验装置,通过改变模化试验回路中阀门开度的方法,在0.43... 详细信息

为研究非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)管道工程布置设计过程中的调整对系统排热能力的影响,利用非能动安全壳热量导出系统性能综合验证实验装置,通过改变模化试验回路中阀门开度的方法,在0.43和0.53 MPa工况下,研究回路局部阻力系数变化对于系统排热能力和系统循环流量的响应情况。研究结果表明,阀门在45%~100%开度变化引起回路阻力变化时,对系统的排热能力影响较小,在实验所验证的阻力范围内,能够指导PCS工程布置设计。

关键词：自然循环阻力系数换热能力循环流量实验回路系统布置换热器局部阻力

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慢化剂氢化锆与氢化钇参数对TOPAZ-II反应堆功率分布的影响研究

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核科学与技术 2024年第4期12卷 304-315页

作者：陈卓刘磊周杰潘镜淇栾秀春哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室黑龙江哈尔滨哈尔滨工程大学核安全与先进核能技术工信部重点实验室黑龙江哈尔滨哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨中国原子能科学研究院核工程设计研究所北京哈尔滨理工大学计算机科学与技术学院黑龙江哈尔滨

TOPAZ-II反应堆是使用固体金属氢化物为慢化剂的微型空间堆,常用的慢化剂材料是氢化锆。近年来,由于金属钇的制造成本降低,氢化钇逐渐成为TOPAZ-II反应堆慢化剂材料的新选择。使用MCNP程序对TOPAZ-II反应堆进行功率分布计算,分别研究氢... 详细信息

TOPAZ-II反应堆是使用固体金属氢化物为慢化剂的微型空间堆,常用的慢化剂材料是氢化锆。近年来,由于金属钇的制造成本降低,氢化钇逐渐成为TOPAZ-II反应堆慢化剂材料的新选择。使用MCNP程序对TOPAZ-II反应堆进行功率分布计算,分别研究氢化锆和氢化钇在不同条件下对反应堆功率的影响。计算结果表明:改变金属氢化物慢化剂的氢含量和温度参数时,堆芯径向功率峰因子的变化趋势决定了功率不均匀系数的变化趋势;慢化剂的氢含量和温度参数的改变会导致堆芯热中子分布发生变化,进而影响反应堆功率分布,低能热中子占中子群份额越高,堆芯径向功率峰因子越小;慢化剂周围的CO2气体环境导致氢损失速率较小,对反应堆功率分布的影响很小;两种慢化剂呈正温度效应,氢化钇的温度系数比氢化锆的温度系数小,且以氢化钇为慢化剂的反应堆keff更高。The TOPAZ-II reactor is a micro-space reactor that uses solid metal hydride as the moderator, with zirconium hydride being the commonly used moderator material. In recent years, the reduced manufacturing cost of yttrium has led to yttrium hydride gradually becoming a new choice of moderator material for the TOPAZ-II reactor. The MCNP program was used to calculate the power distribution of the TOPAZ-II reactor and research the influence of zirconium hydride and yttrium hydride on the reactor power under different conditions. The calculation results show that the trend of the variation in radial power peak factor determines the trend of the variation in power inhomogeneous coefficient when changing the hydrogen content and temperature parameters of the metal hydride moderator. Changes in hydrogen content and temperature parameters of the moderator can cause changes in the thermal neutron distribution in the core, thereby affecting the reactor power distribution. The higher the proportion of low-energy thermal neutrons in the neutron group, the smaller the radial power peak factor in reaction core. The CO2 gas environment surrounding the moderator causes a lower rate of hydrogen loss, resulting in minimal impact on the reactor power distribution. Both moderators exhibit positive temperature effects, with the temperature coefficient of hydrogenated yttrium being smaller than that of hydrogenated zirconium, and the keff of the reactor with hydrogenated yttrium as the moderator is higher.

关键词：氢化锆氢化钇功率分布空间堆 MCNP

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