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高温、高流速氢气在圆管内流动换热特性研究被引量：6: 1; 作者房玉良秦浩 +3 位作者王成龙苏光辉田文喜秋穗正《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第10期1762-1770,共9页; 为探究工质在核热推进反应堆冷却剂通道内的热工水力行为,基于数值计算方法,开展了圆管内高温、高流速氢气流动换热特性研究。通过与实验数据对比发现,采用压力基耦合算法、SST k-ω湍流模型以及物性模型进行高温、高流速氢气流动换热... 展开更多; 关键词核热推进氢气内部流动换热数值模拟高温、高流速; 在线阅读下载PDF 职称材料

Al_2O_3/H_2O纳米流体球形下封头表面气泡脱离行为模拟: 2; 作者王云武俊梅《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第1期73-79,共7页; 压力容器内滞留(IVR)策略可在反应堆发生严重事故后,有效地将堆内熔融物滞留在压力容器内,是防止放射性物质外泄的关键技术。纳米流体是将粒径小于100nm的固体颗粒加入到基液中以提高换热特性的稳定悬浮液,其热物性以及换热特性与传统... 展开更多; 关键词纳米流体粒子半隐法气泡动力学加热面朝下; 在线阅读下载PDF 职称材料

钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析程序开发被引量：10: 3; 作者秋穗正张大林 +5 位作者宋苹王式保梁禹王心安周磊刘雅鹏《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第10期1941-1950,共10页; 钠冷快堆是第4代核反应堆的主力堆型,瞬态热工水力及安全特性是其设计研发和安全评审的重要工作,需要专用的分析工具。本文基于模块化建模思想,建立了钠冷快堆系统关键部件的热工水力模型和辅助模型,采用具有高稳定性和自动变步长能力的... 展开更多; 关键词钠冷快堆瞬态热工水力安全分析程序开发 THACS; 在线阅读下载PDF 职称材料

固态钍基熔盐堆堆芯物理参数计算被引量：2: 4; 作者刘利民张大林 +3 位作者郑美银秋穗正苏光辉田文喜《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期126-131,共6页; 针对中国科学院设计的2 MW固态钍基熔盐堆(TMSR-SF)堆芯,采用蒙特卡罗程序MCNP精确描述堆芯TRISO包覆燃料颗粒、燃料球排布,建立了包含燃料元件、熔盐冷却剂、石墨反射层、中心石墨通道、控制棒及反射层通道的三维全堆芯模型,计算了TMSR... 展开更多; 关键词固态钍基熔盐堆 MCNP 堆芯物理参数; 在线阅读下载PDF 职称材料

基于TEXAS-Ⅴ的AP1000堆外蒸汽爆炸分析被引量：2: 5; 作者张蕊陈荣华 +2 位作者田文喜苏光辉秋穗正《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第1期64-69,共6页; TEXAS-Ⅴ是一维三相瞬态蒸汽爆炸数学物理分析程序,本文采用TEXAS-Ⅴ程序对AP1000堆外蒸汽爆炸进行分析研究。结果表明:熔融物在粗混合阶段不断碎裂,并与冷却剂发生剧烈热量交换;AP1000堆外蒸汽爆炸的压力波随传播强度逐渐降低,压力波... 展开更多; 关键词 AP1000 TEXAS-Ⅴ程序蒸汽爆炸; 在线阅读下载PDF 职称材料

事故容错燃料在大破口事故下的安全分析被引量：7: 6; 作者武小莉汪洋 +6 位作者张亚培田文喜苏光辉秋穗正刘彤任啟森黄恒《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第6期1065-1071,共7页; 事故容错燃料(ATF)系统旨在当反应堆失去冷却后,提高核燃料及包壳的安全特性,在正常工况下相比现在的UO_2-Zr系统更好。通过凭借先进材料的特性,ATF系统会明显延缓事故进程,为采取缓解措施提供更大的时间裕度。本文通过分析采用ATF的典... 展开更多; 关键词安全分析事故容错燃料严重事故; 在线阅读下载PDF 职称材料

基于RELAP5的螺旋管蒸汽发生器热工水力程序研发与验证被引量：5: 7; 作者连强田文喜 +1 位作者秋穗正苏光辉《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第6期1007-1013,共7页; 由于较高的换热效率和紧凑的结构设计,螺旋管式直流蒸汽发生器(HCOTSG)在多种模块化小型堆的设计中得到了广泛应用。RELAP5作为广泛应用于反应堆热工水力特性分析的大型系统程序之一,采用的热工水力关系式仅针对直管模型开发,不适用于HC... 展开更多; 关键词螺旋管蒸汽发生器热工水力模型开发 RELAP5 程序验证; 在线阅读下载PDF 职称材料

径向倒料行波堆MA嬗变可行性分析被引量：1: 8; 作者郑美银田文喜 +3 位作者初晓张大林苏光辉秋穗正《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期58-62,共5页; 行波堆可使用低富集度核燃料达到较高的燃耗,核废料不需再回收处理,是闭式燃料循环外有效的核燃料利用体系。为进一步挖掘行波堆在核燃料利用方面的优势,本文对行波堆嬗变次锕系核素(MA)进行了可行性分析。在自主设计的1 250 MWt棋盘式... 展开更多; 关键词行波堆 MA嬗变均匀添加安全参数; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名高温、高流速氢气在圆管内流动换热特性研究被引量：6: 1; 作者房玉良秦浩王成龙苏光辉田文喜秋穗正; 机构西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第10期1762-1770,共9页; 基金国家自然科学基金联合基金资助项目(U1967203)。; 文摘为探究工质在核热推进反应堆冷却剂通道内的热工水力行为,基于数值计算方法,开展了圆管内高温、高流速氢气流动换热特性研究。通过与实验数据对比发现,采用压力基耦合算法、SST k-ω湍流模型以及物性模型进行高温、高流速氢气流动换热特性数值模拟是合理可行的,计算值与实验值符合较好,计算模型选择正确。在分析基础工况流场与温度场的基础上,还研究了热工参数对氢气管内流动换热特性的影响,结果表明,随质量流量的增大换热效果增强,随热流密度的增大换热效果变差。研究方法与结果可为高温、高热流密度环境下气体工质流动换热特性研究、核热推进反应堆的热工设计与仿真模拟提供参考。; 关键词核热推进氢气内部流动换热数值模拟高温、高流速; Keywords nuclear thermal propulsion hydrogen internal flow and heat transfer numerical simulation high temperature and high velocity; 分类号 TL33 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名Al_2O_3/H_2O纳米流体球形下封头表面气泡脱离行为模拟: 2; 作者王云武俊梅; 机构西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术学院西安交通大学机械结构强度与振动国家重点实验室航天航空学院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第1期73-79,共7页; 基金国家自然科学基金资助项目(51276164) 先进反应堆工程与安全教育部重点实验室开放基金资助项目; 文摘压力容器内滞留(IVR)策略可在反应堆发生严重事故后,有效地将堆内熔融物滞留在压力容器内,是防止放射性物质外泄的关键技术。纳米流体是将粒径小于100nm的固体颗粒加入到基液中以提高换热特性的稳定悬浮液,其热物性以及换热特性与传统固液悬浮液相比有较大区别,适宜的纳米流体种类及配比可强化换热。本文采用引入了无网格对流格式的移动粒子半隐法(MPS方法)研究了体积份额为1.0%的Al_2O_3/H_2O纳米流体和纯水中加热面朝下时气泡在加热面上的成长、脱离以及附着形成气膜的过程,探索了气泡脱离的临界角度及其影响因素,为加速纳米流体的工业应用、增强IVR能力提供理论基础。; 关键词纳米流体粒子半隐法气泡动力学加热面朝下; Keywords nanofluid MPS method bubble dynamics downward-facing heating surface; 分类号 TK124 [动力工程及工程热物理—工程热物理] TL33 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析程序开发被引量：10: 3; 作者秋穗正张大林宋苹王式保梁禹王心安周磊刘雅鹏; 机构西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术学院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第10期1941-1950,共10页; 基金国家自然科学基金资助项目(11605131,11705139); 文摘钠冷快堆是第4代核反应堆的主力堆型,瞬态热工水力及安全特性是其设计研发和安全评审的重要工作,需要专用的分析工具。本文基于模块化建模思想,建立了钠冷快堆系统关键部件的热工水力模型和辅助模型,采用具有高稳定性和自动变步长能力的Gear算法,开发了钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析软件THACS,并通过了国际基准题EBR-Ⅱ的有保护失流事故实验SHRT-17的初步验证。结果表明,THACS程序能较好模拟此实验的瞬态过程,具备钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析的能力,可为我国钠冷快堆研发提供支持。; 关键词钠冷快堆瞬态热工水力安全分析程序开发 THACS; Keywords sodium-cooled fast reactor transient thermal-hydraulics safety analysis code development THACS; 分类号 TL333 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名固态钍基熔盐堆堆芯物理参数计算被引量：2: 4; 作者刘利民张大林郑美银秋穗正苏光辉田文喜; 机构西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术学院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期126-131,共6页; 基金国家自然科学基金资助项目(91326201) 国家自然科学基金青年项目资助(11105103) 国家国际科技合作专项资助(2012DFG61030); 文摘针对中国科学院设计的2 MW固态钍基熔盐堆(TMSR-SF)堆芯,采用蒙特卡罗程序MCNP精确描述堆芯TRISO包覆燃料颗粒、燃料球排布,建立了包含燃料元件、熔盐冷却剂、石墨反射层、中心石墨通道、控制棒及反射层通道的三维全堆芯模型,计算了TMSR-SF初始有效增殖因数、中子能谱、功率分布、控制系统价值、停堆裕量、反应性系数、中子动力学参数等堆芯物理参数,为TMSR-SF的物理优化及热工安全分析提供必要的参数。; 关键词固态钍基熔盐堆 MCNP 堆芯物理参数; Keywords thorium molten salt reactor with solid fuel MCNP core physics parameter; 分类号 TL329 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名基于TEXAS-Ⅴ的AP1000堆外蒸汽爆炸分析被引量：2: 5; 作者张蕊陈荣华田文喜苏光辉秋穗正; 机构西安交通大学动力工程与多相流国家重点实验室核科学与技术学院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第1期64-69,共6页; 文摘 TEXAS-Ⅴ是一维三相瞬态蒸汽爆炸数学物理分析程序,本文采用TEXAS-Ⅴ程序对AP1000堆外蒸汽爆炸进行分析研究。结果表明:熔融物在粗混合阶段不断碎裂,并与冷却剂发生剧烈热量交换;AP1000堆外蒸汽爆炸的压力波随传播强度逐渐降低,压力波的传播会触发熔融物前沿后的熔融物碎裂产生更强的压力波,峰值可达70 MPa,且熔融物液柱具有合适的粗混合时间,较大的初始注入速度以及较大的注入直径能触发蒸汽爆炸产生更为强烈的压力波,具有更大的危险性。; 关键词 AP1000 TEXAS-Ⅴ程序蒸汽爆炸; Keywords APIO00 TEXAS-V code steam explosion; 分类号 TL333 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名事故容错燃料在大破口事故下的安全分析被引量：7: 6; 作者武小莉汪洋张亚培田文喜苏光辉秋穗正刘彤任啟森黄恒; 机构西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术学院中科华核电技术研究院有限公司; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第6期1065-1071,共7页; 文摘事故容错燃料(ATF)系统旨在当反应堆失去冷却后,提高核燃料及包壳的安全特性,在正常工况下相比现在的UO_2-Zr系统更好。通过凭借先进材料的特性,ATF系统会明显延缓事故进程,为采取缓解措施提供更大的时间裕度。本文通过分析采用ATF的典型压水堆系统大破口事故(LBLOCA)设计基准事故以及叠加安注系统失效的极限严重事故,初步评估ATF在事故下的性能。分析结果表明,相比UO_2-Zr,ATF能降低大破口设计基准事故下的包壳峰值,延长严重事故下堆芯发生熔化的时间,具有更好的事故容错性。; 关键词安全分析事故容错燃料严重事故; Keywords safety analysis accident-tolerant fuel severe accident; 分类号 TL33 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名基于RELAP5的螺旋管蒸汽发生器热工水力程序研发与验证被引量：5: 7; 作者连强田文喜秋穗正苏光辉; 机构西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术学院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第6期1007-1013,共7页; 基金国家自然科学基金资助项目(11622541); 文摘由于较高的换热效率和紧凑的结构设计,螺旋管式直流蒸汽发生器(HCOTSG)在多种模块化小型堆的设计中得到了广泛应用。RELAP5作为广泛应用于反应堆热工水力特性分析的大型系统程序之一,采用的热工水力关系式仅针对直管模型开发,不适用于HCOTSG一次侧和二次侧。本文选用螺旋管及横掠管束的热工水力模型,基于RELAP5程序开发了HCOTSG模块。采用实验数据及程序对比等方式对螺旋管模块的流动和换热模型进行了单独验证,利用开发的RELAP5-HCOTSG程序针对国际革新安全反应堆(IRIS)的蒸汽发生器设计进行了整体的热工水力模拟,与原始RELAP5的计算相比,RELAP5-HCOTSG程序计算得到的热工水力参数与设计值符合良好,确认了本文开发的程序模块在HCOTSG热工水力分析中的适用性。; 关键词螺旋管蒸汽发生器热工水力模型开发 RELAP5 程序验证; Keywords helical coil steam generator thermal-hydraulics model development RELAP5 code validation; 分类号 TL333 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名径向倒料行波堆MA嬗变可行性分析被引量：1: 8; 作者郑美银田文喜初晓张大林苏光辉秋穗正; 机构西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术学院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期58-62,共5页; 基金国家杰出青年科学基金资助项目(11125522) 国家自然科学基金资助项目(91126009); 文摘行波堆可使用低富集度核燃料达到较高的燃耗,核废料不需再回收处理,是闭式燃料循环外有效的核燃料利用体系。为进一步挖掘行波堆在核燃料利用方面的优势,本文对行波堆嬗变次锕系核素(MA)进行了可行性分析。在自主设计的1 250 MWt棋盘式径向倒料钠冷行波堆中均匀添加MA,质量份额从2.0%至12.0%。采用自主开发的MCNP-ORIGEN耦合燃耗计算程序进行分析计算。结果表明,MA嬗变量随MA质量份额的增大线性增大,而嬗变率随MA质量份额的增大呈抛物线变化。同时研究了MA质量份额对堆芯安全参数的影响,如堆芯有效增殖因数、多普勒反馈系数、空泡系数和有效缓发中子份额等。计算结果表明,堆芯有效增殖因数和空泡系数随MA质量份额的增大而增大,多普勒反馈系数和有效缓发中子份额随MA质量份额的增大而减小。; 关键词行波堆 MA嬗变均匀添加安全参数; Keywords TWR MA transmutation homogeneous loading safety parameter; 分类号 TL37 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

	题名	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	高温、高流速氢气在圆管内流动换热特性研究	房玉良秦浩王成龙苏光辉田文喜秋穗正	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2020	6	在线阅读下载PDF 职称材料
2	Al_2O_3/H_2O纳米流体球形下封头表面气泡脱离行为模拟	王云武俊梅	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2016	0	在线阅读下载PDF 职称材料
3	钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析程序开发	秋穗正张大林宋苹王式保梁禹王心安周磊刘雅鹏	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2019	10	在线阅读下载PDF 职称材料
4	固态钍基熔盐堆堆芯物理参数计算	刘利民张大林郑美银秋穗正苏光辉田文喜	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2015	2	在线阅读下载PDF 职称材料
5	基于TEXAS-Ⅴ的AP1000堆外蒸汽爆炸分析	张蕊陈荣华田文喜苏光辉秋穗正	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2015	2	在线阅读下载PDF 职称材料
6	事故容错燃料在大破口事故下的安全分析	武小莉汪洋张亚培田文喜苏光辉秋穗正刘彤任啟森黄恒	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2016	7	在线阅读下载PDF 职称材料
7	基于RELAP5的螺旋管蒸汽发生器热工水力程序研发与验证	连强田文喜秋穗正苏光辉	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2019	5	在线阅读下载PDF 职称材料
8	径向倒料行波堆MA嬗变可行性分析	郑美银田文喜初晓张大林苏光辉秋穗正	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2015	1	在线阅读下载PDF 职称材料