检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2024年第8期58卷 1742-1749页

作者：李鑫王爽谭思超乔守旭田瑞峰程坤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 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四川成都610213

棒束燃料组件是浮动堆的燃料形式之一,浮动堆在运行期间受风浪等影响会发生起伏、摇摆等运动,导致系统流量、压降等热工参数发生周期性波动,影响棒束通道内流动换热特性。针对摇摆条件下自然循环系统棒束通道传热问题,开展了摇摆运动工... 详细信息

棒束燃料组件是浮动堆的燃料形式之一,浮动堆在运行期间受风浪等影响会发生起伏、摇摆等运动,导致系统流量、压降等热工参数发生周期性波动,影响棒束通道内流动换热特性。针对摇摆条件下自然循环系统棒束通道传热问题,开展了摇摆运动工况下棒束通道换热特性实验研究。结果表明:摇摆运动会增强系统平均换热性能,使得平均换热系数发生周期性波动,功率越高,相对波动幅度越小;对于子通道局部换热特性,其受二次流影响较大,以通道中央为轴,摇摆运动会增强靠近摇摆轴一侧子通道内局部换热性能,降低远离摇摆轴一侧;功率越大,子通道局部换热系数波动越小。

关键词：摇摆运动棒束通道自然循环子通道换热特性

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非能动安全壳热量导出系统换热器部分失效对安全壳内热工参数的影响

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哈尔滨工程大学学报 2023年第7期44卷 1112-1117页

作者：高力丛继东张超琦毛亚蔚孟兆明中国核电工程有限公司北京100840 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 哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001

为探究非能动安全壳热量导出系统换热器部分失效对安全壳内热工参数的影响,本文利用PANGU试验装置研究了在发生LBLOCA事故且部分非能动安全壳热量导出系统换热器失效的工况下,换热器部分失效对非能动安全壳热量导出系统的工作状态的影... 详细信息

为探究非能动安全壳热量导出系统换热器部分失效对安全壳内热工参数的影响,本文利用PANGU试验装置研究了在发生LBLOCA事故且部分非能动安全壳热量导出系统换热器失效的工况下,换热器部分失效对非能动安全壳热量导出系统的工作状态的影响以及壳内温度分布的影响。结果表明:发生LBLOCA事故时,在部分非能动安全壳热量导出系统被隔离的情况下,剩余的非能动安全壳热量导出系统排热功率显著增加,壳内峰值压力和长期稳定压力分别上升了约8.3%和13%,仍远低于壳内压力限值。在事故进程中,温度分布不均匀性主要出现在前期以及中期阶段,后其温度分布逐渐趋于均匀。

关键词：换热器部分失效安全壳非能动安全壳热量导出系统热工水力特性失水事故实验装置

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矩形通道速度边界层可视化实验研究

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原子能科学技术 2023年第3期57卷 503-513页

作者：张永豪于晓勇刘卢果乔守旭谭思超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 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四川成都610213

板状燃料组件结构紧凑、冷却剂通道狭窄,其边界层流场特性是决定矩形通道与常规通道内单相流动和传热特性存在差异的重要因素。本文采用粒子图像测速(PIV)技术,对间隙为2 mm和3 mm的矩形通道的速度边界层进行了可视化实验研究,分析了矩... 详细信息

板状燃料组件结构紧凑、冷却剂通道狭窄,其边界层流场特性是决定矩形通道与常规通道内单相流动和传热特性存在差异的重要因素。本文采用粒子图像测速(PIV)技术,对间隙为2 mm和3 mm的矩形通道的速度边界层进行了可视化实验研究,分析了矩形通道边界层内速度分布、雷诺切应力等流场特性,探究了通道间隙对边界层的影响规律。实验结果表明,矩形通道的湍流边界层无量纲速度分布符合Spalding公式,在距离窄边壁面0.2~0.3 mm范围内存在雷诺切应力峰值区,随着雷诺数的增加,速度边界层的黏性底层逐渐减薄,对数律层占比增大,雷诺切应力峰值区向壁面方向靠近。减小矩形通道间隙,将会限制近壁面速度剖面的发展,使得近壁面速度梯度增大,湍流强度减小。

关键词：矩形通道速度边界层 PIV Spalding公式雷诺切应力

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关于人工智能在核能领域应用的若干思考

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核动力工程 2023年第2期44卷 1-8页

作者：谭思超李桐刘永超梁彪王博沈继红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 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哈尔滨150001 哈尔滨工程大学数学科学学院哈尔滨150001

在新一轮全球人工智能浪潮下,核能行业逐步开启与人工智能发展融合的进程。本文针对人工智能与核能领域结合应用过程中产生的一些问题进行了探讨与思考。首先,明确人工智能在核能领域的应用优势,人工智能技术通过降低运行成本、提高发... 详细信息

在新一轮全球人工智能浪潮下,核能行业逐步开启与人工智能发展融合的进程。本文针对人工智能与核能领域结合应用过程中产生的一些问题进行了探讨与思考。首先,明确人工智能在核能领域的应用优势,人工智能技术通过降低运行成本、提高发电效率、优化控制策略等方法使得核能的经济性与功能性得到了提高和增强。其次,掌握人工智能与核能融合的关键所在,利用大数据、云计算、物联网等关键支撑技术,根据核能领域应用场景和边界实现人工智能技术与核工程问题的最佳适配。然后,确定核能智能化过程中的人员主导问题,由核行业人员来主导实现人工智能与核工程问题的有效适配融合,进而推动核能智能化发展。最后,实现人们对核能智能化的认可和接受,分别从数据、算法、标准化、安全化和社会公众接受度等角度讨论如何构建核能智能化可信安全体系,让核行业人员与社会公众接受核能智能化。通过对核能智能化进程中若干问题的阐述,以期引起核行业人员以及社会公众的共同思考,促进人工智能与核能科学技术的跨领域深度交叉融合,进而实现人工智能对核能行业的深入赋能。

关键词：核能人工智能经济性功能性最佳适配人员主导可信安全

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几何结构对S-CO_(2)离心压缩机热力学性能影响分析

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哈尔滨工程大学学报 2023年第12期44卷 2112-2118页

作者：赵富龙田游游田瑞峰胡朝营刘凯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 中车株洲电机有限公司湖南株洲412000

离心压缩机是超临界二氧化碳(S-CO_(2))布雷顿循环中的核心部件,其内部结构与流动换热机理复杂,为了研究多种结构对S-CO_(2)离心压缩机性能影响,本文针对某兆瓦级S-CO_(2)离心压缩机进行了一维和三维数值方法模拟。基于该模型采取线性... 详细信息

离心压缩机是超临界二氧化碳(S-CO_(2))布雷顿循环中的核心部件,其内部结构与流动换热机理复杂,为了研究多种结构对S-CO_(2)离心压缩机性能影响,本文针对某兆瓦级S-CO_(2)离心压缩机进行了一维和三维数值方法模拟。基于该模型采取线性加权和法对压缩机5种不同结构参数变化引起的热力学性能进行了量化研究。结果表明:叶片后弯角和无叶扩压器长度对离心压缩机性能的影响最大,其次是叶片数、分流叶片长度和叶顶间隙;增加叶片数可提高叶轮做功能力和压比,但增加过多会降低效率;0.25~0.75 mm内,随着叶顶间隙增加,离心压缩机的压比和效率降低,最佳分流叶片长度系数为0.74。本文研究结果可为后续S-CO_(2)布雷顿循环系统中离心压缩机设计提供参考。

关键词：超临界二氧化碳离心压缩机线性加权和法几何敏感性热力学性能几何结构布雷顿循环流动换热

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管径与倾角对管束外含空气蒸汽冷凝传热影响研究

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核动力工程 2022年第1期43卷 92-96页

作者：刘诗文李毅成翔边浩志曹博洋丁铭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 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

通过对不同管径和倾角的3×3管束开展管外含空气蒸汽冷凝试验,研究了传热管管径和倾角影响管束外含空气蒸汽冷凝传热的基本规律。结果表明:管径和倾角的影响在不同压力范围内具有明显差异。在压力0.8 MPa以下,冷凝传热系数总体随管... 详细信息

通过对不同管径和倾角的3×3管束开展管外含空气蒸汽冷凝试验,研究了传热管管径和倾角影响管束外含空气蒸汽冷凝传热的基本规律。结果表明:管径和倾角的影响在不同压力范围内具有明显差异。在压力0.8 MPa以下,冷凝传热系数总体随管径和倾角的减小而增大,管径12 mm、0°倾角传热管的冷凝传热系数较管径19 mm、90°倾角的冷凝传热系数最大可增加29%。在压力0.8 MPa以上,冷凝传热系数随管径的减小而减小,最大可降低18%;随倾角的减小先减小后增大,在约60°倾角时,冷凝传热系数最小。

关键词：传热管管束不凝性气体蒸汽冷凝管径倾角

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摇摆条件下棒束通道流场特性研究

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核动力工程 2023年第S01期44卷 35-39页

作者：齐超李鑫谭思超程坤乔守旭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哈尔滨150001 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

由于海洋条件下反应堆处于非稳态工况,会产生倾斜、摇摆、起伏等运动,这些运动将会在棒束通道中引入额外的惯性力场,对棒束通道中的流场会有额外的影响,因此有必要对摇摆条件下的棒束通道进行研究。本文基于粒子图像测速(PIV)技术开展... 详细信息

由于海洋条件下反应堆处于非稳态工况,会产生倾斜、摇摆、起伏等运动,这些运动将会在棒束通道中引入额外的惯性力场,对棒束通道中的流场会有额外的影响,因此有必要对摇摆条件下的棒束通道进行研究。本文基于粒子图像测速(PIV)技术开展了摇摆条件下节径比为1.326的棒束通道内流场分布特性研究。对比了相同流量条件下稳态工况与瞬态工况下流场分布差异,分析了同一加速度时棒束通道内不同位置的流场分布特征。实验结果表明:摇摆运动对棒束通道中部的影响较小,对通道两侧的影响较大。通道两侧的速度场呈现周期性波动,波形为反相。在流量较低的情况下会出现倒流现象,但定位格架此时对上游并未造成横向速度影响。研究表明摇摆运动引起的流场变化与脉动流引起的流场变化有较大差异,其中脉动流造成的速度场变化是均匀脉动的,而摇摆引起的速度场是在通道两侧呈现反相波动。

关键词：棒束通道摇摆条件粒子图像测速(PIV) 定位格架

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螺旋管外空气-蒸汽冷凝强化传热实验研究

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哈尔滨工程大学学报 2023年第7期44卷 1208-1213页

作者：李文涛边浩志代丽红周书航吴桐雨丁铭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 中国舰船研究设计中心湖北武汉430064

管外含空气蒸汽冷凝是非能动安全壳热量导出系统工作的重要环节,为了提高系统的传热效率需要对空气-蒸汽冷凝强化传热进行研究。本文在压力0.2~1.3 MPa,壁面过冷度50~120℃,对管外径为19、25、38 mm的螺旋管外含空气蒸汽冷凝进行了实验... 详细信息

管外含空气蒸汽冷凝是非能动安全壳热量导出系统工作的重要环节,为了提高系统的传热效率需要对空气-蒸汽冷凝强化传热进行研究。本文在压力0.2~1.3 MPa,壁面过冷度50~120℃,对管外径为19、25、38 mm的螺旋管外含空气蒸汽冷凝进行了实验研究。实验结果表明:螺旋管管径越小,换热系数越大,19 mm管的换热效果可达38 mm管的1.55倍;与竖直管相比,螺旋管强化换热效果受压力影响较大,压力越高,强化换热效果越好,0.2 MPa时换热系数较竖直管低3%左右,而1.3 MPa时比竖直管可强化65%左右。螺旋管有较好的强化换热效果,可对非能动安全壳热量导出系统的优化设计提供支持。

关键词：含空气蒸汽冷凝冷凝螺旋管强化传热非能动安全壳热量导出系统传热实验安全壳

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非绝热安全壳泄漏率测量稳定准则研究

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核动力工程 2024年第5期45卷 213-218页

作者：李建发刘明媚滑永振初炜钰孙逸帆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哈尔滨150001 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哈尔滨150001

按照ANSI/ANS56.8和NB/T20018—2021等现行标准测量安全壳泄漏率时,均须假设安全壳绝热,因此,标准中的气体质量稳定准则在测量非绝热安全壳的泄漏率时会失效。为了探究非绝热安全壳的密封性评价方法,本研究提出了新的泄漏率稳定准则,并... 详细信息

按照ANSI/ANS56.8和NB/T20018—2021等现行标准测量安全壳泄漏率时,均须假设安全壳绝热,因此,标准中的气体质量稳定准则在测量非绝热安全壳的泄漏率时会失效。为了探究非绝热安全壳的密封性评价方法,本研究提出了新的泄漏率稳定准则,并在中国核电工程有限公司廊坊研发基地非绝热科研安全壳上完成试验验证。结果表明,新的泄漏率稳定准则可以用于测量非绝热安全壳泄漏率。此外,某核电厂试验数据表明,新准则还可用于绝热安全壳的泄漏率测量,缩短试验时间。本研究结论可支撑应用科研类非绝热安全壳开展泄漏率研究,优化核电厂安全壳密封性试验技术。

关键词：非绝热安全壳泄漏率温度影响特性泄漏率失稳泄漏率稳定准则

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新型非能动安全壳事故缓解方案设计与分析

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哈尔滨工业大学学报 2024年第12期56卷 155-161页

作者：祁祥杰于方小稚孟兆明孙中宁张楠丁铭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) 哈尔滨150001 哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001 中国核电工程有限公司北京100840

中国核电机组“华龙一号”采用了双层钢筋混凝土安全壳和能动与非能动相结合的安全设计理念,核电系统的安全性得到大幅度提升,但其建设成本也明显高于二代机组,影响了其经济竞争力。为进一步提高核电的安全性,并解决好安全性和经济性这... 详细信息

中国核电机组“华龙一号”采用了双层钢筋混凝土安全壳和能动与非能动相结合的安全设计理念,核电系统的安全性得到大幅度提升,但其建设成本也明显高于二代机组,影响了其经济竞争力。为进一步提高核电的安全性,并解决好安全性和经济性这一对矛盾,本研究基于华龙一号机组提出一种新型非能动安全壳事故缓解方案,在安全壳外侧设置一个多功能水池,该水池依据射流冷凝原理吸收壳内事故后产生的高温蒸汽从而起到抑压的作用,另外安全注射系统、堆腔注水系统和堆芯换料系统的水源均被集成至该水池中,这使得核电机组的系统和设备得到大量简化。通过严重事故分析程序评估了该方案应对大破口事故(LBLOCA)的性能表现。结果表明:通过合理配置多功能水池气空间容积,可以有效抑制壳内压力的上涨,相比于华龙一号,系统方案在保证安全性能不减弱的同时可以使得安全壳尺寸减小近47%,安全壳系统的总水装量减少约1 700 m^(3);多功能水池可以存储事故后壳内不凝性气体,对非能动安全壳热量导出系统(PCS)起到换热能力增强作用;堆芯能够得到充分的冷却,燃料包壳外表面峰值温度达到1 389 K,低于包壳的脆化失效温度1 477 K,反应堆堆芯的完整性得到了保证。

关键词：非能动事故缓解方案安全壳大破口失水事故抑压系统安全注射系统

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