AP1000非能动安全壳冷却水贮存箱流固耦合动态特性实验和分析 被引量：4

1

作者 刘雨 党俊杰 +1 位作者 陆道纲 曾晓佳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第6期1027-1033,共7页

地震作用下,AP1000的非能动安全壳冷却水贮存箱(PCCWST)的水与结构产生的流固耦合作用可能会对安全壳的完整性造成威胁。在AP1000屏蔽厂房的设计中,非规则形状的PCCWST被简化为圆柱体,采用Housner模型进行结构设计,但该简化对冲动质量... 地震作用下,AP1000的非能动安全壳冷却水贮存箱(PCCWST)的水与结构产生的流固耦合作用可能会对安全壳的完整性造成威胁。在AP1000屏蔽厂房的设计中,非规则形状的PCCWST被简化为圆柱体,采用Housner模型进行结构设计,但该简化对冲动质量的影响仍有待研究。本工作以PCCWST为原型,设计完全缩比试验模型和等体积缩比模型,分别进行了振动台模型试验,测量了水晃动频率、结构频率和阻尼比。通过实验数据反推出PCCWST内水的冲动质量和晃动频率等。最后针对AP1000混凝土安全壳建模,采用附加质量法考虑流固耦合效应,利用实体单元模拟水的冲动效应,进行了有限元建模以及模态分析和时程分析,并将结果与其他两种流体单元(Fluid30和Fluid80)的结果进行对比。本文的研究对PCCWST的设计和评审具有参考价值。 展开更多

关键词 非能动安全壳冷却水贮存箱 流固耦合 缩比试验模型 冲动质量

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非能动安全壳局部分层及分区计算研究

2

作者 王升飞 王晔云 +3 位作者 郝祖龙 玉宇 吕雪峰 牛风雷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期891-895,共5页

搭建小型非能动钢制安全壳台架,以蒸汽为工质,通过实验研究破口事故下非能动安全壳内的环流与热分层现象。结果表明:不同的喷射流量下,安全壳内均存在分层现象;分层属于局部分层而非大空间整体分层。对当前国内外常用的安全壳计算程序... 搭建小型非能动钢制安全壳台架,以蒸汽为工质,通过实验研究破口事故下非能动安全壳内的环流与热分层现象。结果表明:不同的喷射流量下,安全壳内均存在分层现象;分层属于局部分层而非大空间整体分层。对当前国内外常用的安全壳计算程序进行对比分析,并结合实验研究结果,提出一种根据壳内传热和流动的特点进行分类分区,然后再各自建立模型进行计算的新方法。 展开更多

关键词 非能动安全壳 局部分层 分区计算

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EBR-Ⅱ余热排出实验及非能动余热排出系统性能分析 被引量：1

3

作者 隋丹婷 陆道纲 郭超 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期881-890,共10页

本文基于SAC-CFR事故分析程序,在国际原子能机构联合研究项目(IAEA CRP)框架下,对美国EBR-Ⅱ快堆余热排出实验(SHRT-17、SHRT-45R)进行了分析,计算了事故余热排出系统(DRACS)的响应、衰变热功率、关键部件的冷却剂温度、一回路的质量流... 本文基于SAC-CFR事故分析程序,在国际原子能机构联合研究项目(IAEA CRP)框架下,对美国EBR-Ⅱ快堆余热排出实验(SHRT-17、SHRT-45R)进行了分析,计算了事故余热排出系统(DRACS)的响应、衰变热功率、关键部件的冷却剂温度、一回路的质量流量等关键参数。将计算参数与实验数据进行了对比,对程序的有效性进行了验证。计算结果表明,在SHRT-17工况下,随DRACS风门的打开,每台事故热交换器可带走330 406.4 W的堆芯余热,DRACS具有长期带走衰变热的能力。 展开更多

关键词 EBR-Ⅱ 事故余热排出系统 SHRT-17 SHRT-45R

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330MW汽轮机在小流量工况下末级叶片安全分析

4

作者 司从强 钟达文 王锋 《汽轮机技术》 北大核心 2025年第5期321-328,350,358,368,共11页

以某330MW电厂的汽轮机末级叶片为研究对象,构建了两相流-热-固耦合模型,分析末级叶片在100%THA~5%THA工况下的流场特性和力学性能。研究结果表明:随着负荷降低,在小流量工况下,末级流场存在间隙涡、分离涡、二次涡和回流涡。27.6%THA... 以某330MW电厂的汽轮机末级叶片为研究对象,构建了两相流-热-固耦合模型,分析末级叶片在100%THA~5%THA工况下的流场特性和力学性能。研究结果表明:随着负荷降低,在小流量工况下,末级流场存在间隙涡、分离涡、二次涡和回流涡。27.6%THA为零出力工况,20%THA以下出现鼓风效应。100%THA~30%THA工况下,液滴受流场影响主要在叶片的压力面和尾缘区域形成,并随流动逐渐向下游移动;在5%THA工况,液滴仅存在于涡核处。应力、应变分析表明,最大等效应力出现在叶片0.5 H叶高处,0.9 H处等效应力受流场影响显著。不同工况下叶片最大形变位置都出现在85%叶高附近,与实际叶片断裂位置相近。此外,鼓风效应导致叶片温度升高、压力分布混乱,同时对叶片应力和形变产生影响。模态分析表明,叶片发生共振概率较小。研究结果可为小机组汽轮机调峰改造提供理论参考。 展开更多

关键词 小流量工况 涡流 湿蒸汽凝结 强度分析 模态分析

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地震下非能动堆芯冷却系统可靠性分析 被引量：1

5

作者 庞博 玉宇 汪彬 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期896-903,共8页

地震情况下核电站非能动堆芯冷却系统(PXS)能否可靠运行对核电站的安全性有着重要影响。本文采用故障树方法分析计算了PXS各部件在峰值地面加速度(PGA)为0.5g、1.5g、2.5g情况下的失效概率以及各部件对系统失效的贡献,并与《AP1000概率... 地震情况下核电站非能动堆芯冷却系统(PXS)能否可靠运行对核电站的安全性有着重要影响。本文采用故障树方法分析计算了PXS各部件在峰值地面加速度(PGA)为0.5g、1.5g、2.5g情况下的失效概率以及各部件对系统失效的贡献,并与《AP1000概率安全分析报告》中的抗震裕量分析(SMA)方法的结果进行比较,分析部件的抗震能力。结果表明:本文方法计算的条件失效概率和各部件对系统失效的贡献与SMA方法的结果基本相符。本文方法可为AP1000等非能动核电站的安全分析提供参考。 展开更多

关键词 非能动堆芯冷却系统 可靠性分析 条件概率

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振动条件下平行孔板间流体的作用力实验 被引量：2

6

作者 刘雨 陆道纲 +2 位作者 王园鹏 李文哲 李宗洋 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第8期1419-1424,共6页

乏燃料贮存格架自由放置在乏燃料水池内,格架-格架、格架-池壁之间有一定间隙。在地震载荷下,这些间隙中流体的流固耦合作用耗散了结构的能量,保证了格架的结构完整性。根据AP1000和CAP1400系列反应堆型的格架储存腔设计,格架的侧壁有... 乏燃料贮存格架自由放置在乏燃料水池内,格架-格架、格架-池壁之间有一定间隙。在地震载荷下,这些间隙中流体的流固耦合作用耗散了结构的能量,保证了格架的结构完整性。根据AP1000和CAP1400系列反应堆型的格架储存腔设计,格架的侧壁有平板或孔板两种方案。对格架进行结构动力学分析时,为了简化流体间隙附加质量的计算,工程上一般将孔板直接简化为平板。这样的方法并不能精确反映出实际的流固耦合效应。为获得格架与格架、格架与池壁间流体的流固耦合特性,搭建实验台架,通过振动实验,测量孔板的间隙流体在不同激振频率、不同间隙条件下的流体作用力。实验最终给出孔板的间隙流体的流体力,并给出了不同间隙条件下附加质量,本文可为AP1000和CAP1400系列乏燃料储存格架的流固耦合参数选取提供依据。 展开更多

关键词 乏燃料贮存格架 间隙流体 流固耦合 附加质量 振动实验 孔板

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基于TDLAS技术的壳内气体温度测量 被引量：1

7

作者 郝祖龙 辛明伟 王志远 《实验室研究与探索》 CAS 北大核心 2015年第10期59-61,80,共4页

针对热电偶测温法在安全壳传热实验中存在的不足,研究利用可调谐二极管激光吸收光谱（TDLAS）技术用于壳内温度的非接触式测量。简要介绍了TDLAS测温原理,依据一定规则选取了H2O分子吸收谱线对7 181.155 8和7 166.050 4cm-1。利用现有... 针对热电偶测温法在安全壳传热实验中存在的不足,研究利用可调谐二极管激光吸收光谱（TDLAS）技术用于壳内温度的非接触式测量。简要介绍了TDLAS测温原理,依据一定规则选取了H2O分子吸收谱线对7 181.155 8和7 166.050 4cm-1。利用现有的钢制安全壳试验装置搭建了TDLAS测温系统,采用波长扫描-直接吸收法对壳内温度进行测量。结果表明,在273~373 K,基于TDLAS技术的壳内温度线性误差小于1%,最大波动为±2 K,测量结果能够较准确地反映壳内某一光程方向上的平均温度。该方法也可推广到其他大空间内气体温度的测量。 展开更多

关键词 测试装置 光谱学 温度测量 可调谐二极管激光吸收光谱

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结合AMTEC的小型自然循环快堆的关键技术研究

8

作者 陆道纲 张勋 +1 位作者 李宗洋 郭超 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第9期1570-1579,共10页

为满足远距离无人值守化等极端环境下的电源可靠供给,本文提出了一种结合碱金属热电转换器(AMTEC)的小型模块化反应堆(SMR)的概念,即SMR-AMTEC系统。针对该小型模块化反应堆的概念设计,本文研发了3项关键技术,即:基于转鼓的堆物理控制技... 为满足远距离无人值守化等极端环境下的电源可靠供给,本文提出了一种结合碱金属热电转换器(AMTEC)的小型模块化反应堆(SMR)的概念,即SMR-AMTEC系统。针对该小型模块化反应堆的概念设计,本文研发了3项关键技术,即:基于转鼓的堆物理控制技术;正常功率条件下一回路全自然循环技术;基于自然循环的余热排出技术。针对与该小型模块化反应堆相耦合的小型多管循环式AMTEC单元,本文重点开展了3项关键部件制备技术的研发,即:AMTEC的TiN多孔薄膜电极制备技术;β″氧化铝固体电解质组件封接技术;吸液芯组件的制备及测试技术。通过对以上技术的研究与开发,初步验证了SMR-AMTEC系统的可行性。 展开更多

关键词 快堆 堆芯 热工水力 碱金属热电转换器 电极 吸液芯

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LOCA下小型抑压式安全壳内流动与传热现象初步研究 被引量：3

9

作者 陈耀峰 王升飞 +1 位作者 方圆 林盛盛 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第2期402-409,共8页

将沸水堆抑压技术应用到小型堆的安全设计中是当前小堆研究的热点之一。当壳内管道发生破口事故时,高温高压的蒸汽迅速喷入安全壳,导致压力、温度迅速升高,而抑压系统则可以使安全壳迅速降压。实际事故工况下的气体为蒸汽和不凝性气体... 将沸水堆抑压技术应用到小型堆的安全设计中是当前小堆研究的热点之一。当壳内管道发生破口事故时,高温高压的蒸汽迅速喷入安全壳,导致压力、温度迅速升高,而抑压系统则可以使安全壳迅速降压。实际事故工况下的气体为蒸汽和不凝性气体混合物。按照从简到繁的研究方法,本文以没有相变的热空气作为工质进行数值模拟,研究气体在抑压系统中的流动传热特性。通过在Fluent中建模并得到不同工况下抑压系统内气体体积分数、温度和压力云图。计算结果表明,在抑压开始阶段,容器压力分布呈现层状结构;干湿井连通管出口存在明显压力振荡,改变破口气体流速和温度,振荡程度加剧。 展开更多

关键词 小型堆 抑压系统 安全壳 空气 数值模拟

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快堆燃料组件少孔式管脚替代方案水力实验研究 被引量：1

10

作者 秦亥琦 陆道纲 +3 位作者 司宇 刘少华 唐甲璇 钟达文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第7期1288-1295,共8页

工程中广泛应用的多孔式管脚在流动特性调节、加工精度方面存在一定缺陷。本文提出了少孔式管脚替代方案,通过水力实验,对比研究了多孔式与少孔式两类管脚的阻力系数分布、流量与压降对应关系等流动特性。结果显示:φ12.0 mm的少孔式管... 工程中广泛应用的多孔式管脚在流动特性调节、加工精度方面存在一定缺陷。本文提出了少孔式管脚替代方案,通过水力实验,对比研究了多孔式与少孔式两类管脚的阻力系数分布、流量与压降对应关系等流动特性。结果显示:φ12.0 mm的少孔式管脚与φ6.2 mm的多孔式管脚具有几乎相同的流动特性,均满足设计需求,本文提出的少孔式管脚替代方案可行;少孔式管脚具有更高的流动特性调节效率。本文给出了管脚阻力系数与其结构尺寸间的经验关系式,可供相关实验或工程参考。 展开更多

关键词 快堆燃料组件 少孔式管脚 水力实验

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快堆燃料组件管脚开孔孔径选型水力实验研究

11

作者 秦亥琦 陆道纲 +3 位作者 唐甲璇 刘少华 王嘉瑞 钟达文 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第3期373-381,共9页

管脚位于快堆燃料组件入口处,其结构尺寸直接决定了进入燃料组件内部的冷却剂流量,对于燃料组件压力损失、流速分布等流体力学行为均有重要影响。目前关于燃料组件的相关研究多集中于棒束区热工流体力学特性,管脚段研究较为缺乏,且尚无... 管脚位于快堆燃料组件入口处,其结构尺寸直接决定了进入燃料组件内部的冷却剂流量,对于燃料组件压力损失、流速分布等流体力学行为均有重要影响。目前关于燃料组件的相关研究多集中于棒束区热工流体力学特性,管脚段研究较为缺乏,且尚无明确的选型标准,故在工程实践之前,有必要进一步研究快堆燃料组件管脚的流体力学特性,完善选型标准,为结构设计提供参考。本文通过水力实验,研究了不同开孔孔径的燃料组件管脚对应阻力系数分布、流量与压降对应关系等流体力学性能。结果显示,管脚开孔孔径直接决定了冷却剂钠的质量流量与压降对应关系,可以通过改变管脚开孔孔径调节进入不同分区的燃料组件入口流量,使之具有大致相等的压降;本文引入了管脚收缩系数这一无量纲数,提出与管脚结构参数有关的阻力系数经验关系式,用于快堆燃料组件管脚阻力系数及压降的一般估算;基于设计要求的压降与开孔流速限值,本文给出了快堆燃料组件管脚开孔孔径选型推荐方案,供相关实验或工程参考。 展开更多

关键词 快堆燃料组件 管脚开孔选型 水力实验

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基于LabVIEW和Simulink的蒸汽发生器水位控制分布式仿真 被引量：5

12

作者 郝祖龙 朱卉平 《实验室研究与探索》 CAS 北大核心 2017年第1期84-87,共4页

蒸汽发生器作为压水堆的核心部件,研究不同工况下它的水位动态特性对核电站的安全评估和水位控制系统设计具有重要意义。提出了一种基于LabVIEW和Simulink的蒸汽发生器水位控制仿真方法。用Matlab/Simulink搭建蒸汽发生器水位控制系统... 蒸汽发生器作为压水堆的核心部件,研究不同工况下它的水位动态特性对核电站的安全评估和水位控制系统设计具有重要意义。提出了一种基于LabVIEW和Simulink的蒸汽发生器水位控制仿真方法。用Matlab/Simulink搭建蒸汽发生器水位控制系统仿真模型,用LabVIEW开发具有交互功能的水位控制人机界面,仿真模型与人机界面之间采用基于OPC中间件实现客户机\服务器模式的连接。仿真结果表明,本方法在保证计算精度的同时还具有人机交互性好、可扩展性强等特点,也可应用于核反应堆其他控制系统的分布式仿真。 展开更多

关键词 核电站 蒸汽发生器 水位控制 分布式仿真

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600MW机组凝汽器壳侧数值模拟与应用 被引量：9

13

作者 钟达文 孟继安 +1 位作者 朱晓磊 李志信 《汽轮机技术》 北大核心 2019年第2期127-130,135,共5页

采用多孔介质模型数值研究了仿生双连树型管束及双峰型管束凝汽器壳侧的流动与传热特性。数模拟结果表明,仿生双连树型管束比双峰型管束的向心流动更明显,涡流更少且影响范围更小,空气聚集减弱,传热系数更为均匀。在600MW热负荷的设计... 采用多孔介质模型数值研究了仿生双连树型管束及双峰型管束凝汽器壳侧的流动与传热特性。数模拟结果表明,仿生双连树型管束比双峰型管束的向心流动更明显,涡流更少且影响范围更小,空气聚集减弱,传热系数更为均匀。在600MW热负荷的设计工况下,HEI标准的设计背压应为4.9kPa,双峰型管束和仿生双连树型管束的数值模拟计算背压分别为5.37kPa和4.67kPa。邹县5号机组的工程试验测量仿生双连树型管束的背压为4.77kPa,与数值模拟结果相近,验证了数值模拟方法的可靠性。数值模拟和工程实践都验证了仿生双连树型管束具有显著的节能效果。 展开更多

关键词 凝结 传热 流动 管束布置 多孔介质

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密度锁内分区模型研究 被引量：1

14

作者 王升飞 阎昌琪 +2 位作者 闫修平 玉宇 牛风雷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期264-267,共4页

通过实验研究流速对密度锁内温度场和分层的影响,并建立了分区模型。研究结果表明:密度锁可分为混合区、分层区和恒温区,其中分层区又可分为强分层与弱分层,分层界面则位于混合区与分层区之间。此外,本文还将密度锁内温度场分为5类,其中... 通过实验研究流速对密度锁内温度场和分层的影响,并建立了分区模型。研究结果表明:密度锁可分为混合区、分层区和恒温区,其中分层区又可分为强分层与弱分层,分层界面则位于混合区与分层区之间。此外,本文还将密度锁内温度场分为5类,其中第2类温度场最好,是密度锁正常工作时的最佳选择。 展开更多

关键词 非能动设备 密度锁 分区模型 强分层 弱分层

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超临界水堆燃料棒流致振动简化模型 被引量：2

15

作者 刘雨 陆道纲 +1 位作者 汪喆 吴立村 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第3期362-366,共5页

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... 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。 展开更多

关键词 超临界水堆 流致振动 绕丝 疲劳分析

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碳化硅复合包壳稳态应力与失效概率分析 被引量：1

16

作者 郝祖龙 易柏全 +1 位作者 王升飞 玉宇 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第4期810-817,共8页

碳化硅(SiC)复合包壳是未来轻水堆耐事故燃料包壳候选方案之一。以三层和双层结构SiC包壳为研究对象,研究了稳态工况下SiC包壳的应力分布及失效概率估算问题。基于线弹性力学理论和材料辐照肿胀特性,考虑包壳内外压力差、径向温度梯度... 碳化硅(SiC)复合包壳是未来轻水堆耐事故燃料包壳候选方案之一。以三层和双层结构SiC包壳为研究对象,研究了稳态工况下SiC包壳的应力分布及失效概率估算问题。基于线弹性力学理论和材料辐照肿胀特性,考虑包壳内外压力差、径向温度梯度与辐照肿胀三种因素,并引入SiC复合材料假塑性行为,经合理简化后给出了适用于多层结构的包壳应力分布通用模型,通过比较模型解析解与数值模拟结果,验证了多层包壳应力计算模型的有效性。同时讨论了SiC复合包壳的层厚比对材料应力分布的影响。采用Weibull分布模型对寿期末高燃耗工况下的SiC包壳失效概率进行了估算,结果表明,双层SiC包壳的失效概率最低可达10^(-12),明显低于三层SiC包壳的失效概率,有助于SiC结构优化。同时,也验证了停堆工况时的环向和轴向应力激增。 展开更多

关键词 压水堆 碳化硅包壳 复合材料 应力分布 失效概率

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加热面朝下的池沸腾汽泡动态行为研究 被引量：1

17

作者 钟达文 史昊鹏 +3 位作者 孟继安 秦天骄 张显 刘赟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第10期1795-1800,共6页

基于Matlab软件开发了自动识别气液两相流界面程序,程序可获得气液界面变化、汽膜厚度、汽膜脱离周期和汽膜法向速度等特征。利用该程序对沟槽结构加热表面朝下布置时,在不同倾角、不同热流密度下的汽泡动态数据进行了处理和分析。结果... 基于Matlab软件开发了自动识别气液两相流界面程序,程序可获得气液界面变化、汽膜厚度、汽膜脱离周期和汽膜法向速度等特征。利用该程序对沟槽结构加热表面朝下布置时,在不同倾角、不同热流密度下的汽泡动态数据进行了处理和分析。结果表明:加热表面朝下发生核态沸腾时,汽膜厚度随热流密度的增大而增大,汽泡脱离周期随热流密度的增大先减小,而后维持在一稳定值;汽膜脱离周期随倾角的增大而减小,倾角为5°时的汽膜脱离周期稳定在0.27 s左右。当发生沸腾危机时,汽膜厚度迅速减小,这可作为动态监测加热表面沸腾状态的依据。 展开更多

关键词 加热表面朝下 沸腾 图像处理 汽泡

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箭鱼形翅片微通道流动换热特性研究 被引量：3

18

作者 龚亚 郭张鹏 +3 位作者 张天一 王升飞 黄彦平 牛风雷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第11期2024-2030,共7页

超临界二氧化碳布雷顿循环是第4代核能采用的新一代热能循环系统。紧凑式微通道换热器作为超临界二氧化碳布雷顿循环的高低温回热器,其流动换热特性直接影响整体热电转化的效率。降低回热器的流动阻力,同时维持较高的换热效率是微通道... 超临界二氧化碳布雷顿循环是第4代核能采用的新一代热能循环系统。紧凑式微通道换热器作为超临界二氧化碳布雷顿循环的高低温回热器,其流动换热特性直接影响整体热电转化的效率。降低回热器的流动阻力,同时维持较高的换热效率是微通道换热器优化设计的重要研究内容。箭鱼形翅片微通道设计借鉴仿生学原理,理论上可显著降低流动阻力。本文以超临界二氧化碳为流动工质,建立箭鱼形翅片换热器的模型并进行三维数值模拟,分析不同排列下的箭鱼形翅片设计对换热器流动换热特性的影响。同时对箭鱼形翅片设计与传统商用折线形微通道换热器流动换热特性进行对比分析。研究分析表明,在相同雷诺数下,箭鱼形翅片微通道的努塞尔数为折线形流道的2倍,而压降仅为其1/2,所以箭鱼形翅片微通道换热器的流动换热特性明显优于折线形换热器。通过优化分析,发现箭鱼形翅片设计最优的排列间距为沿流动方向的翅片间距La=8 mm,垂直于流动方向的翅片间距Lb=6 mm。 展开更多

关键词 超临界二氧化碳 箭鱼形翅片 换热性能 压降损失 微通道换热器 折线形换热器

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竖直向下浸没式蒸汽直接接触冷凝流型研究 被引量：3

19

作者 刘海强 郭张鹏 +3 位作者 邱美铭 王升飞 牛风雷 黄彦平 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第8期1559-1565,共7页

直接接触冷凝直接影响核反应堆安全壳抑压系统的性能。本文针对竖直向下浸没式直接接触冷凝流型开展实验研究,采用高速摄影仪记录不同湿阱过冷度条件下的蒸汽冷凝过程,依据流型特征划分了喘振、管外颈缩、向上球型脱落、向上T型脱落4种... 直接接触冷凝直接影响核反应堆安全壳抑压系统的性能。本文针对竖直向下浸没式直接接触冷凝流型开展实验研究,采用高速摄影仪记录不同湿阱过冷度条件下的蒸汽冷凝过程,依据流型特征划分了喘振、管外颈缩、向上球型脱落、向上T型脱落4种冷凝流型。研究了各流型对湿阱热分层的影响。实验结果表明,喘振流型和管外颈缩流型会增强湿阱内流体搅混,不易发生热分层,而向上球型脱落流型和向上T型脱落流型易引起热分层。理查森数(Ri)可作为流型转变的无量纲数,Ri<1时为管外颈缩流型,Ri>1时为向上脱落流型。 展开更多

关键词 直接接触冷凝 竖直向下 冷凝流型 理查森数

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初始腐蚀产物对水冷聚变堆源项影响的研究 被引量：2

20

作者 宋文 张竞宇 +3 位作者 李璐 许鑫 付玉 陈义学 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第3期380-388,共9页

水冷聚变反应堆在首次临界之前,会经历一段时间的热工水力和水化学参数的调试,称为预运行阶段。在此期间,冷却回路的金属材料与高温高压且非中性的冷却剂接触过程中,会被氧化而产生初始的腐蚀产物。这些腐蚀产物会沉积在回路内表面,在... 水冷聚变反应堆在首次临界之前,会经历一段时间的热工水力和水化学参数的调试,称为预运行阶段。在此期间,冷却回路的金属材料与高温高压且非中性的冷却剂接触过程中,会被氧化而产生初始的腐蚀产物。这些腐蚀产物会沉积在回路内表面,在反应堆物理启动后被中子活化形成活化腐蚀产物(简称ACPs),进而影响反应堆正式运行期间的放射性源项。本文首先依托ACPs源项分析程序CATE和ITER包层冷却回路例题,对初始腐蚀产物的影响进行了定量分析,结果表明:初始腐蚀产物含量越多,反应堆运行相同时间后产生的ACPs比活度越大;与非辐照区的初始腐蚀产物相比,辐照区的初始腐蚀产物对ACPs影响更大。随后,基于经典的浓度差驱动模型,推导了ACPs比活度与初始腐蚀产物的解析关系式,揭露了不同区域初始腐蚀产物对ACPs的影响机理,得到以下定性分析结论:辐照区与非辐照区的初始腐蚀产物对ACPs比活度有一定影响,但影响程度不同,验证了数值解的结论。 展开更多

关键词 水冷聚变堆 预运行 初始腐蚀产物 源项分析 CATE程序

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