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管内蒸汽冷凝过程关键热力学参数分布特征
1
作者
王昱乾
王卫良
曹夏昕
《中国电机工程学报》
北大核心
2025年第6期2274-2284,I0020,共12页
受限于管道尺寸、液膜易受损以及测点大小等多方面因素,当前管内冷凝实验研究可获取数据的密度较低,周向测点数不足以支撑周向分布特征的建立。为此,该文在周向和轴向2个方向上完成凝结液流动及冷凝相变的控制方程组的推导,利用编程建...
受限于管道尺寸、液膜易受损以及测点大小等多方面因素,当前管内冷凝实验研究可获取数据的密度较低,周向测点数不足以支撑周向分布特征的建立。为此,该文在周向和轴向2个方向上完成凝结液流动及冷凝相变的控制方程组的推导,利用编程建立管内蒸汽冷凝现象关键热力学参数多维分布特征的数学求解模型,并通过与实验数据和经验公式的对比验证模型的可靠性。基于计算结果完善冷凝过程中关键热力学参数的多维分布特性,分析倾斜角度和相间剪切力等因素对管内蒸汽冷凝过程计算的影响。结果表明:对于非竖直状态下圆管内蒸汽凝结换热而言,液膜区域的蒸汽凝结量在总凝结量中的占比始终保持在99%以上,因此在计算中可以忽略液池区域的蒸汽凝结;对于倾斜角度小于等于15°的工况,液池区域的凝结液流量在总质量流量中的占比在除入口段外均保持在97%以上,可以在限定条件下将液池区域假设为凝结液流动区域。该文研究结果可为简化管内蒸汽凝结换热计算问题提供一定依据和思路。
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关键词
凝结换热
传热传质
数学求解
剪切力
周向分布
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职称材料
新型非能动安全壳事故缓解方案设计与分析
2
作者
祁祥杰
于方小稚
+3 位作者
孟兆明
孙中宁
张楠
丁铭
《哈尔滨工业大学学报》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2024年第12期155-161,共7页
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...
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。
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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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职称材料
题名
管内蒸汽冷凝过程关键热力学参数分布特征
1
作者
王昱乾
王卫良
曹夏昕
机构
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
)
能源电力研究中心(暨南
大学
国际能源学院)
出处
《中国电机工程学报》
北大核心
2025年第6期2274-2284,I0020,共12页
基金
珠海市产学研合作项目(2220004003010)
华能集团总部科技项目“基础能源科技研究专项(三)”(HNKJ22-H105)。
文摘
受限于管道尺寸、液膜易受损以及测点大小等多方面因素,当前管内冷凝实验研究可获取数据的密度较低,周向测点数不足以支撑周向分布特征的建立。为此,该文在周向和轴向2个方向上完成凝结液流动及冷凝相变的控制方程组的推导,利用编程建立管内蒸汽冷凝现象关键热力学参数多维分布特征的数学求解模型,并通过与实验数据和经验公式的对比验证模型的可靠性。基于计算结果完善冷凝过程中关键热力学参数的多维分布特性,分析倾斜角度和相间剪切力等因素对管内蒸汽冷凝过程计算的影响。结果表明:对于非竖直状态下圆管内蒸汽凝结换热而言,液膜区域的蒸汽凝结量在总凝结量中的占比始终保持在99%以上,因此在计算中可以忽略液池区域的蒸汽凝结;对于倾斜角度小于等于15°的工况,液池区域的凝结液流量在总质量流量中的占比在除入口段外均保持在97%以上,可以在限定条件下将液池区域假设为凝结液流动区域。该文研究结果可为简化管内蒸汽凝结换热计算问题提供一定依据和思路。
关键词
凝结换热
传热传质
数学求解
剪切力
周向分布
Keywords
condensation heat transfer
heat and mass transfer
mathematical solution
shear force
circumferential distribution
分类号
TK124 [动力工程及工程热物理—工程热物理]
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职称材料
题名
新型非能动安全壳事故缓解方案设计与分析
2
作者
祁祥杰
于方小稚
孟兆明
孙中宁
张楠
丁铭
机构
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
)
哈尔滨工程大学
核科学与技术学院
中国核电
工程
有限公司
出处
《哈尔滨工业大学学报》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2024年第12期155-161,共7页
基金
黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室开放基金(HLJS202208)。
文摘
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
Keywords
passive
accident mitigation scheme
containment
large break loss-of-coolant accident(LBLOCA)
suppression system
safety injection system
分类号
TL48 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
管内蒸汽冷凝过程关键热力学参数分布特征
王昱乾
王卫良
曹夏昕
《中国电机工程学报》
北大核心
2025
0
在线阅读
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职称材料
2
新型非能动安全壳事故缓解方案设计与分析
祁祥杰
于方小稚
孟兆明
孙中宁
张楠
丁铭
《哈尔滨工业大学学报》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2024
0
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职称材料
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