期刊文献+
任意字段
题名或关键词
题名
关键词
文摘
作者
第一作者
机构
刊名
分类号
参考文献
作者简介
基金资助
栏目信息
共找到76篇文章
< 1 2 … 4 >
每页显示 20 50 100
已选择0条
导出题录 引用分析
参考文献
引证文献
 统计分析
检索结果
已选文献
显示方式：
MW级空间核反应堆系统热管式辐射散热器分析及优化 被引量：3
1
作者 张昊春 刘秀婷 +2 位作者 魏前明 游尔胜 孙铭远 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第7期1161-1167,共7页
空间核反应堆是空间核电源和核推进的研究基础,大功率核反应堆的体积和质量一直是限制航空航天设计的重要因素。针对这一问题,本文对MW级空间核反应堆系统热管式辐射散热器进行建模和分析,建立热管式辐射散热器的热阻模型,利用穷举法和... 空间核反应堆是空间核电源和核推进的研究基础,大功率核反应堆的体积和质量一直是限制航空航天设计的重要因素。针对这一问题,本文对MW级空间核反应堆系统热管式辐射散热器进行建模和分析,建立热管式辐射散热器的热阻模型,利用穷举法和遗传算法在给定工况下探讨裸碳纤维翅片长度Lf和厚度δf、冷却剂质量流量m、辐射散热器入口温度Tf1对散热器质量M的影响。结果表明,当Tf1=800 K、Lf=5 cm、δf=0.16 mm、m=9 kg/s时,M达到最优,为906.593 kg,优化了0.63%的系统质量。 展开更多
关键词 空间核反应堆 热管式辐射散热器 遗传算法 质量优化
在线阅读 下载PDF
有效导热系数模型在核热推进反应堆的应用
2
作者 游尔胜 李依依 +3 位作者 王甜蜜 幸奠川 吉宇 徐建军 《火箭推进》 CAS 北大核心 2024年第4期94-102,共9页
核热推进反应堆一般选用氢气做工质,通过堆芯燃料颗粒加热到高温,以实现较高的发动机推力和比冲。基于美国核热推进火箭发动机的典型堆芯设计方案,在高温气冷堆球床有效导热系数模型的基础上,对更小直径的燃料颗粒与更高温度的氢气工质... 核热推进反应堆一般选用氢气做工质,通过堆芯燃料颗粒加热到高温,以实现较高的发动机推力和比冲。基于美国核热推进火箭发动机的典型堆芯设计方案,在高温气冷堆球床有效导热系数模型的基础上,对更小直径的燃料颗粒与更高温度的氢气工质组成的颗粒床混合介质进行了初步计算,获得了燃料种类、颗粒直径、孔隙率等关键参数对堆芯导热能力的影响规律。同时,考虑到燃料颗粒采用多种材料复合而成的包覆型结构,采用均匀化方法对不同材料的基础热物性进行了等效计算,从而为有效导热系数模型提供固体域平均导热参数。从计算结果来看,颗粒直径和孔隙率对有效导热系数的影响更大,特别是高温条件下辐射换热作用占主导,使得材料自身导热系数的贡献很小。 展开更多
关键词 有效导热系数 模型应用 颗粒床反应堆 核热推进
在线阅读 下载PDF
摇摆条件对反应堆系统热工水力特性的影响
3
作者 蔡容 岳倪娜 +4 位作者 方红宇 郑强 习蒙蒙 邱志方 张舒 《科学技术与工程》 北大核心 2020年第24期9898-9903,共6页
船用核动力装置在海洋环境中受到风浪等影响会发生运动。摇摆条件对一回路系统热工水力特性影响比较复杂。为了研究摇摆条件影响,开发了海洋条件系统热工水力分析程序STAC,并利用实验对程序海洋附加力模型进行验证。利用系统程序STAC对... 船用核动力装置在海洋环境中受到风浪等影响会发生运动。摇摆条件对一回路系统热工水力特性影响比较复杂。为了研究摇摆条件影响,开发了海洋条件系统热工水力分析程序STAC,并利用实验对程序海洋附加力模型进行验证。利用系统程序STAC对摇摆条件下反应堆系统热工水力特性进行模拟研究,结果表明:摇摆条件下强迫循环工况的参数变化比自然循环工况的参数变化小;与纵摇相比,横摇运动影响较大;摇摆条件下系统热工参数存在波动幅值最小的周期点。 展开更多
关键词 系统程序 摇摆条件 热工水力 强迫循环 自然循环
在线阅读 下载PDF
直流蒸汽发生器稳态热工水力实验参数敏感性研究 被引量：2
4
作者 张廷 杜代全 +1 位作者 张文豪 卓文彬 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第11期2365-2374,共10页
建立了直流蒸汽发生器热工水力特性的实验回路,针对稳态工况下不同参数(一次侧平均温度、负荷、蒸汽压力和给水温度)对蒸汽温度的影响进行了参数敏感性实验研究。实验工况范围为:一次侧平均温度为282~307℃,负荷为20%FP~120%FP,蒸汽压力... 建立了直流蒸汽发生器热工水力特性的实验回路,针对稳态工况下不同参数(一次侧平均温度、负荷、蒸汽压力和给水温度)对蒸汽温度的影响进行了参数敏感性实验研究。实验工况范围为:一次侧平均温度为282~307℃,负荷为20%FP~120%FP,蒸汽压力为4.0~6.0 MPa,给水温度为40~160℃。实验结果表明:一次侧平均温度降低蒸汽温度随之降低,且越接近饱和温度,温度降幅越大。提高蒸汽压力,一次侧平均温度对蒸汽温度在接近饱和的区域影响更显著。低负荷(20%FP~60%FP)时蒸汽压力对蒸汽温度无影响,高负荷(60%FP~120%FP)时蒸汽温度随蒸汽压力提升而降低且降速不断增加。蒸汽温度随负荷的增加先缓慢增大后加速降低,存在最大蒸汽温度点。最大蒸汽温度点随蒸汽压力变大向下移动,对应负荷向左移动。随给水温度增大蒸汽温度降低,但降速很小。 展开更多
关键词 直流蒸汽发生器 热工水力 参数敏感性
在线阅读 下载PDF
基于CFD与非侵入式降阶方法的压水堆上腔室及热段数字孪生模型研究
5
作者 康晏杰 秦苏林 +4 位作者 黄擎宇 曾未 黄彦平 周源 袁园 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第7期1437-1446,共10页
为实现压水堆上腔室与热段温度分布的在线监测,提出了一种结合计算流体动力学(CFD)与非侵入式降阶方法的数字孪生模型。该方法以CFD数值解为样本,通过傅里叶变换提取全空间温度场的均值、振幅及重心频率3种瞬态特征,利用本征正交分解提... 为实现压水堆上腔室与热段温度分布的在线监测,提出了一种结合计算流体动力学(CFD)与非侵入式降阶方法的数字孪生模型。该方法以CFD数值解为样本,通过傅里叶变换提取全空间温度场的均值、振幅及重心频率3种瞬态特征,利用本征正交分解提取降阶基底,并采用高斯过程回归响应降阶系数,搭建非侵入式降阶模型。结果表明,与全阶模型相比,降阶模型计算速度提升超过4个数量级,最大相对误差不超过22.05%。反演得到的热段截面冷却剂平均温度与CFD计算结果偏差小于0.05 K,显著优于基于测点平均的误差水平。该模型在保证计算精度的同时,有效满足了数字孪生对实时计算的需求,为反应堆的安全运行监测提供了有力支持。 展开更多
关键词 数字孪生 压水堆 上腔室及热段 非侵入式降阶方法 计算流体动力学 高斯过程回归
在线阅读 下载PDF
环形通道内液态金属钠沸腾两相传热特性实验研究 被引量：4
6
作者 仇子铖 兰治科 +3 位作者 秋穗正 谢旭 鲁晓东 孙都成 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第3期418-424,共7页
对环形通道内液态金属钠沸腾两相流动特性进行了实验研究。实验中,系统压力为3.6~110.0kPa,热流密度为11~600kW·m^(-2),流速为0.02~0.45m·s^(-1)。实验结果表明,液态金属钠沸腾传热系数与壁面热流密度和系统压力有强烈关系,... 对环形通道内液态金属钠沸腾两相流动特性进行了实验研究。实验中,系统压力为3.6~110.0kPa,热流密度为11~600kW·m^(-2),流速为0.02~0.45m·s^(-1)。实验结果表明,液态金属钠沸腾传热系数与壁面热流密度和系统压力有强烈关系,而与入口过冷度和质量流速无关。在本文实验数据基础上,拟合得到了计算液态金属钠沸腾两相传热系数的关系式,通过与各组实验数据间的比较,证明本文关系式适用于计算环形通道内液态金属钠沸腾两相传热系数。 展开更多
关键词 液态金属钠 环形通道 沸腾 传热系数
在线阅读 下载PDF
VVER型反应堆堆芯流量分配与组件冷却剂温升CFD分析 被引量：5
7
作者 杜代全 曾小康 +1 位作者 杨晓强 熊万玉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第3期429-432,共4页
利用计算流体力学程序CFX对VVER-1000型反应堆三维流场进行模拟,并计算了热组件冷却剂的温升。结果表明,燃料组件流量分配系数最大值为1.12,最小值为0.92;热组件流量分配系数约为0.97;偏离工况条件下,热组件冷却剂温升均高于当前温升预... 利用计算流体力学程序CFX对VVER-1000型反应堆三维流场进行模拟,并计算了热组件冷却剂的温升。结果表明,燃料组件流量分配系数最大值为1.12,最小值为0.92;热组件流量分配系数约为0.97;偏离工况条件下,热组件冷却剂温升均高于当前温升预警限值ΔTt。该分析结果可为核电站运行中ΔTt的设定提供参考。 展开更多
关键词 流量分配 温升 计算流体力学
在线阅读 下载PDF
均匀加热全长棒束过冷沸腾工况子通道参数场计算分析 被引量：2
8
作者 张君毅 闫晓 +2 位作者 肖泽军 徐建军 刘文兴 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第1期48-55,共8页
采用壁面热分配模型对PSBT基准题中的5×5均匀加热全长棒束过冷沸腾传热进行了数值模拟研究,分析了均匀加热全长棒束通道中不同子通道和加热元件表面参数沿轴向的发展过程和径向的分布特性。研究发现,角通道和边通道是弱对流区域,... 采用壁面热分配模型对PSBT基准题中的5×5均匀加热全长棒束过冷沸腾传热进行了数值模拟研究,分析了均匀加热全长棒束通道中不同子通道和加热元件表面参数沿轴向的发展过程和径向的分布特性。研究发现,角通道和边通道是弱对流区域,其质量流速低于棒束平均值,但由于冷棒功率偏低,消除了流动不均衡性对传热效果的影响。在棒束径向方向,不同位置子通道间参数场存在差异,这是由于位于搅混格架横向导流对角方向的通道具有更有效的通道间对流效果,其传热效果更好。这种流动特性引起的参数差异在角通道中尤为显著。热棒表面过热度明显高于冷棒过热度,且位于非搅混格架横向导流方向的热棒具有更高的壁面过热度。 展开更多
关键词 PSBT 全长棒束 均匀加热 子通道 参数分布
在线阅读 下载PDF
采用FFT方法对横摇条件下堆芯核热耦合流动不稳定性的分析
9
作者 鲁晓东 陈炳德 +3 位作者 王艳林 彭传新 昝元锋 黄彦平 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第9期1592-1599,共8页
基于开发的海洋条件下堆芯核热耦合流动不稳定性分析程序,利用快速傅里叶变换(FFT)方法对堆芯通道的流量振荡曲线进行分析,获得了静止和横摇条件下堆芯发生核热耦合流动不稳定性时通道的频谱特性。研究表明,静止条件下堆芯发生流动不稳... 基于开发的海洋条件下堆芯核热耦合流动不稳定性分析程序,利用快速傅里叶变换(FFT)方法对堆芯通道的流量振荡曲线进行分析,获得了静止和横摇条件下堆芯发生核热耦合流动不稳定性时通道的频谱特性。研究表明,静止条件下堆芯发生流动不稳定性时仅具有1个频率峰值,其对应固有频率;在横摇条件下堆芯发生流动不稳定性时,堆芯所有通道均受到横摇条件和核热耦合效应影响,但只有最高功率通道中固有频率处于支配地位,该类功率通道首先发生流动不稳定性。FFT方法可精确地分析复杂流量振荡曲线的特性,进而判定横摇下堆芯核热耦合系统是否发生流动不稳定性。 展开更多
关键词 横摇条件 核热耦合 流动不稳定性 FFT方法
在线阅读 下载PDF
5×5棒束通道中简单支撑格架对流动过冷沸腾传热的影响分析
10
作者 张君毅 闫晓 肖泽军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第9期1609-1617,共9页
采用壁面热分配模型(即RPI模型)对PSBT基准题中的5×5均匀加热全长棒束过冷沸腾传热进行了数值模拟研究。重点分析了加热段末端搅混格架(MVG)下游简单支撑格架(SSG)对棒束通道内流动过冷沸腾传热特性的影响。在水力特性方面,研究发... 采用壁面热分配模型(即RPI模型)对PSBT基准题中的5×5均匀加热全长棒束过冷沸腾传热进行了数值模拟研究。重点分析了加热段末端搅混格架(MVG)下游简单支撑格架(SSG)对棒束通道内流动过冷沸腾传热特性的影响。在水力特性方面,研究发现SSG的形阻压降约为MVG的53%,且对棒束通道内的横向流动具有显著抑制作用。为反映SSG对搅混过程的影响,采用子通道平均横流速度比沿轴向的发展过程对其进行了分析。分析发现,在SSG附近横流速度比迅速衰减,衰减后的横流速度比与光棒束时的大小相当。由于SSG对横流过程的破坏,改变了发热表面的传热特性,在其下游气相迅速包覆加热表面,蒸发热流密度较无SSG情况偏高5%,加热段末端空泡份额偏高0.006,壁面过热度偏高0.3℃。 展开更多
关键词 PSBT基准题 过冷沸腾 简单支撑格架 传热特性
在线阅读 下载PDF
余热排出系统中的热管设计及传热性能研究 被引量：4
11
作者 段倩妮 王成龙 +4 位作者 张大林 秋穗正 苏光辉 田文喜 徐建军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第6期1000-1006,共7页
本文建立了单根热管的优化设计流程及其传热传质数学物理模型,考虑热管的工作环境,对用于核反应堆非能动余热排出系统中热管换热器的热管进行了完整的优化设计和传热特性分析。分析表明:复合型吸液芯热管满足余热排出系统的传热需求,其... 本文建立了单根热管的优化设计流程及其传热传质数学物理模型,考虑热管的工作环境,对用于核反应堆非能动余热排出系统中热管换热器的热管进行了完整的优化设计和传热特性分析。分析表明:复合型吸液芯热管满足余热排出系统的传热需求,其传热功率主要受热管毛细极限、沸腾极限及总热阻的影响。相同吸液芯厚度下,复合型吸液芯热管的毛细极限较单一丝网吸液芯热管的毛细极限提高100%~700%。改变热管的外径或吸液芯厚度,即蒸气腔直径减小,沸腾极限明显减小。当单根热管传热功率大于1 kW时,热管各段长度分别为0.4、0.2、0.4 m,外径为30 mm,吸液芯是厚度为2 mm的400目+50目复合型丝网结构。本文为高性能的热管换热器设计及传热特性分析提供了理论支撑。 展开更多
关键词 热管 换热器 优化设计 传热特性 非能动余热排出系统 复合型吸液芯
在线阅读 下载PDF
面向液态铅铋数值传热的湍流热通量模型构建综述
12
作者 蔡杰进 吴杰 黄彦平 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第S02期393-403,共11页
液态铅铋(LBE)数值传热受制于极低普朗特数特性,传统雷诺比拟方法不能准确封闭和描述平均能量方程中的湍流热通量(THF)及温度输运过程,因此需构建针对低普朗特数流体THF的封闭模型。模型分为4类:湍流普朗特数模型、代数热通量模型、二... 液态铅铋(LBE)数值传热受制于极低普朗特数特性,传统雷诺比拟方法不能准确封闭和描述平均能量方程中的湍流热通量(THF)及温度输运过程,因此需构建针对低普朗特数流体THF的封闭模型。模型分为4类:湍流普朗特数模型、代数热通量模型、二阶矩微分热通量模型及利用机器学习的数据驱动模型。本文通过梳理其研究进展、建模思想,对模型所展现的复杂程度、在工程应用中的适用性等特点展开评述,为后续THF封闭建模研究、优化及创新提供见解。在燃料棒束间LBE的强制对流换热模拟中,显式代数热通量模型展现出较高的应用前景,机器学习则为THF封闭提供了全新的视角。 展开更多
关键词 湍流热通量 液态金属 数值传热 代数热通量模型 机器学习
在线阅读 下载PDF
圆管通道内过热蒸汽流动换热特性实验研究 被引量：2
13
作者 李莹 陈鑫 +4 位作者 王金宇 黄彦平 袁德文 毕景良 徐建军 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第6期1331-1336,共6页
单相蒸汽流动换热模型是失水事故分析程序中的关键模型之一。本文开展了失水事故再淹没阶段圆管通道过热蒸汽流动换热实验研究,雷诺数范围为2.78×10^(3)~1.84×10^(5)。实验测量获得壁面温度、蒸汽质量流量、进出口温度等参数... 单相蒸汽流动换热模型是失水事故分析程序中的关键模型之一。本文开展了失水事故再淹没阶段圆管通道过热蒸汽流动换热实验研究,雷诺数范围为2.78×10^(3)~1.84×10^(5)。实验测量获得壁面温度、蒸汽质量流量、进出口温度等参数,分析了雷诺数对过热蒸汽换热的影响。实验结果表明:在同一轴向位置处,流体局部传热系数和Nusselt数随雷诺数的增大而增大,并基于实验数据建立了相应的传热特性实验关联式。 展开更多
关键词 圆管通道 再淹没阶段 过热蒸汽 换热特性
在线阅读 下载PDF
基于激光技术的球形燃料颗粒SiC包覆材料热冲击试验研究 被引量：2
14
作者 王金宇 周慧辉 +2 位作者 昝元锋 闫晓 谭曙时 《载人航天》 CSCD 北大核心 2018年第4期436-441,共6页
为了研究SiC包覆材料球形燃料颗粒在核热推进系统中应用的可行性,对球形燃料颗粒SiC包覆材料进行了高温热冲击试验研究。利用激光加热方法实现包覆颗粒的快速升温,利用红外测温仪测量了包覆颗粒温度,通过观察热冲击试验前后SiC包覆材料... 为了研究SiC包覆材料球形燃料颗粒在核热推进系统中应用的可行性,对球形燃料颗粒SiC包覆材料进行了高温热冲击试验研究。利用激光加热方法实现包覆颗粒的快速升温,利用红外测温仪测量了包覆颗粒温度,通过观察热冲击试验前后SiC包覆材料的完整性判断其耐热冲击性能,试验峰值温度范围为1800~2800 K。研究结果表明,SiC包覆材料球形燃料颗粒能够承受30 s内升至1800 K的热冲击,不能满足核热推进系统在30 s内升温至3000 K的需求,需要进一步改进SiC包覆材料耐热冲击性能,或者选用耐热冲击性能更好的碳化锆等材料。 展开更多
关键词 球形燃料颗粒 包覆材料 高温热冲击试验 SIC
在线阅读 下载PDF
超临界二氧化碳冷却反应堆空泡反应性研究
15
作者 刘旻昀 崔容益 +3 位作者 赵星宇 韩文斌 黄善仿 黄彦平 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第9期1699-1705,共7页
由于二氧化碳本身的慢化能力较弱,因此超临界二氧化碳冷却反应堆通常具有较硬的能谱,在冷却剂丧失事故发生时容易出现由正反应性反馈引入的安全问题。本文针对超临界二氧化碳反应堆的能谱特点,提出了描述其中子循环过程的三因子公式,并... 由于二氧化碳本身的慢化能力较弱,因此超临界二氧化碳冷却反应堆通常具有较硬的能谱,在冷却剂丧失事故发生时容易出现由正反应性反馈引入的安全问题。本文针对超临界二氧化碳反应堆的能谱特点,提出了描述其中子循环过程的三因子公式,并将冷却剂丧失对反应性的影响拆分为能谱项和泄漏项,作为进一步研究的理论依据。基于蒙特卡罗模拟方法,对美国麻省理工大学提出的超临界二氧化碳冷却反应堆堆设计方案进行了建模计算和验证,分析了径向反射层、添加慢化材料的影响。研究结果表明:超临界二氧化碳反应堆的设计需要注重能谱的软化与合理的堆芯几何设计,通过分区设置慢化材料的方案可以展平通量、软化能谱,同时降低冷却剂丧失事故引入的反应性;以超临界二氧化碳作为反射层材料,可以通过增大冷却剂丧失事故时的泄漏率在保证中子经济性的同时实现较低的空泡反应性;在进行超临界二氧化碳反应堆设计时,需综合考虑空泡反应性随燃耗的变化,并可以通过优化燃料核素组成来降低空泡反应性。 展开更多
关键词 超临界二氧化碳反应堆 冷却剂丧失事故 空泡反应性 气冷快堆
在线阅读 下载PDF
超临界二氧化碳核能动力转换系统关键材料腐蚀行为研究 被引量：9
16
作者 刘蔚伟 杨鸿 +5 位作者 姜峨 黄彦平 张根 龚宾 赵永福 马韦刚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第S02期242-248,共7页
本文研究了4种超临界二氧化碳核能动力转换系统关键高温部件候选材料在650℃、20 MPa超临界二氧化碳环境中的均匀腐蚀行为,利用扫描电子显微镜、X射线能谱仪、X射线衍射仪和辉光放电光谱仪分析了氧化膜微观形貌、组织结构和成分分布。... 本文研究了4种超临界二氧化碳核能动力转换系统关键高温部件候选材料在650℃、20 MPa超临界二氧化碳环境中的均匀腐蚀行为,利用扫描电子显微镜、X射线能谱仪、X射线衍射仪和辉光放电光谱仪分析了氧化膜微观形貌、组织结构和成分分布。结果表明:奥氏体不锈钢310S及316NG、铁镍基合金Incoloy-800H、镍基合金Inconel-625三类材料在650℃、20 MPa的超临界二氧化碳环境中均表现出良好的耐腐蚀性能,腐蚀动力学遵循抛物线规律;Cr、Ni含量的增加可提高材料耐腐蚀性能,310S、Incoloy-800H和Inconel-625耐腐蚀性能优于316NG;310S和316NG在超临界二氧化碳环境中存在渗碳行为,材料渗碳现象可能会加速材料的腐蚀并影响其力学性能。本研究评价了不同候选材料与超临界二氧化碳的相容性,为超临界二氧化碳核能动力转换系统关键部件材料性能的评估及应用提供了关键性实验数据支撑。 展开更多
关键词 超临界二氧化碳 材料 腐蚀 渗碳
在线阅读 下载PDF
超临界二氧化碳核能动力系统的兴起和发展 被引量：5
17
作者 黄彦平 刘旻昀 +9 位作者 卓文彬 叶绿 唐佳 陈尧兴 刘睿龙 刘秀婷 唐瑜 赵学斌 宫厚军 昝元锋 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第9期1665-1680,共16页
超临界二氧化碳(S-CO_(2))核能动力系统以S-CO_(2)为工质,通过直接或间接循环将核释热转换为电能或机械能。本文总结了国际上S-CO_(2)核能动力系统的概念初创、研究重启、协同创新3个历史阶段近60年的发展历程,分析了S-CO_(2)核能动力... 超临界二氧化碳(S-CO_(2))核能动力系统以S-CO_(2)为工质,通过直接或间接循环将核释热转换为电能或机械能。本文总结了国际上S-CO_(2)核能动力系统的概念初创、研究重启、协同创新3个历史阶段近60年的发展历程,分析了S-CO_(2)核能动力系统在核反应堆设计、材料工艺、热工流体力学、换热器、涡轮发电系统、系统运行、控制及安全策略等方面的研究现状,并提出了S-CO_(2)核能动力系统在基础研究和工程攻关中面临的技术挑战和攻关方向。目前,以中美为代表的能源强国已初步完成S-CO_(2)动力转换系统的实验室级测试,预计可在5~10年内实现中等规模工程示范甚至规模化应用。S-CO_(2)核能动力系统基本具备了走向工程的前提条件,有望引领先进核能技术变革。 展开更多
关键词 超临界二氧化碳 布雷顿循环 核反应堆 核能动力系统
在线阅读 下载PDF
摇摆条件下矩形窄缝通道内汽泡脱离直径实验研究 被引量：4
18
作者 谢添舟 陈炳德 +3 位作者 闫晓 徐建军 黄彦平 肖泽军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第4期637-641,共5页
以去离子水为工质,可视化研究了矩形窄缝通道内不同质量流速下摇摆运动对汽泡脱离直径的影响。研究结果表明,由于摇摆运动引起的局部流场波动,汽泡生长过程变得不稳定,且汽泡脱离直径在一定范围内波动,这种效应会随质量流速的增大而减... 以去离子水为工质,可视化研究了矩形窄缝通道内不同质量流速下摇摆运动对汽泡脱离直径的影响。研究结果表明,由于摇摆运动引起的局部流场波动,汽泡生长过程变得不稳定,且汽泡脱离直径在一定范围内波动,这种效应会随质量流速的增大而减弱。线性拟合发现,摇摆角位移为0°时,汽泡脱离直径有最小的趋势。 展开更多
关键词 摇摆运动 矩形窄缝通道 汽泡脱离直径
在线阅读 下载PDF
DVI管小破口失水事故实验研究 被引量：2
19
作者 彭传新 张妍 +3 位作者 黄志刚 昝元锋 卓文彬 闫晓 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第10期1787-1792,共6页
在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行了压力容器直接注入(DVI)管小破口失水事故实验,研究了DVI管小破口失水事故过程中的热工水力现象和非能动安全系统运行特性。研究结果表明:模块化小型反应堆DVI管小破口失水事故... 在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行了压力容器直接注入(DVI)管小破口失水事故实验,研究了DVI管小破口失水事故过程中的热工水力现象和非能动安全系统运行特性。研究结果表明:模块化小型反应堆DVI管小破口失水事故中,非能动安全系统可对堆芯进行注水,有效导出堆芯衰变热量,保护堆芯安全。 展开更多
关键词 小破口失水事故 DVI管 非能动安全系统
在线阅读 下载PDF
自然循环系统摇摆条件下棒束通道内传热特性研究 被引量：1
20
作者 毕景良 谢峰 +3 位作者 黄彦平 徐建军 袁德文 昝元锋 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第8期1575-1583,共9页
棒束燃料元件子通道间流体存在搅混与横向二次流,流动及阻力特性相较矩形通道、圆管等简单通道更为复杂。核动力舰船、船舶、小型浮动核电站等会受到海浪影响,经常处于倾斜、摇摆、垂荡等瞬变运动下。目前的相关研究多集中在低压工况的... 棒束燃料元件子通道间流体存在搅混与横向二次流,流动及阻力特性相较矩形通道、圆管等简单通道更为复杂。核动力舰船、船舶、小型浮动核电站等会受到海浪影响,经常处于倾斜、摇摆、垂荡等瞬变运动下。目前的相关研究多集中在低压工况的研究领域,高温高压自然循环运动条件下的研究较少。本文采用实验研究方法,对自然循环系统摇摆条件下棒束通道内流动传热特性进行了研究,获得了过冷沸腾和饱和沸腾两种条件下摇摆角度和摇摆周期对棒束壁面温度变化和传热系数的影响,并获得了摇摆周期内棒束通道内的传热系数计算关系式。结果表明,饱和沸腾传热系数变化比过冷沸腾的剧烈;在本文实验工况范围内,棒表面传热系数波动幅值随着摇摆幅度的增大而增大;摇摆条件下棒束通道过冷沸腾和饱和沸腾工况时均传热系数基本不变。 展开更多
关键词 棒束通道 两相流 摇摆运动 自然循环 流动传热
在线阅读 下载PDF
已选择0条
导出题录 引用分析
参考文献
引证文献
 统计分析
检索结果
已选文献
上一页 1 2 … 4 下一页 到第 页
关于我们 | 版权声明 | 联系我们 | 帮助中心| 意见反馈
主办单位：上海市教育委员会
技术支持：重庆维普资讯有限公司
渝公网安备 50019002500403号
使用帮助 返回顶部