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加热系统间歇泉流动现象实验研究

核动力工程 2011年第2期32卷 76-80页

作者：戚展飞佟立丽曹学武上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

通过实验研究了不同加热功率下的间歇泉流动现象,并对实验现象和实验数据进行了分析。给出了流动变化的平均周期和加热功率之间的计算关系式。结果表明:在间歇泉流动中,系统内的液体会周期性地沸腾,并循环出现多种流动形态;液体的冷却... 详细信息

通过实验研究了不同加热功率下的间歇泉流动现象,并对实验现象和实验数据进行了分析。给出了流动变化的平均周期和加热功率之间的计算关系式。结果表明:在间歇泉流动中,系统内的液体会周期性地沸腾,并循环出现多种流动形态;液体的冷却回流过程中会产生较大的温度和压力变化;随着功率的加大,间歇泉流动的变化周期变小,管路内的流动变化以及温度和压力波动越发剧烈。

关键词：间歇泉周期性沸腾自然循环

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加热系统间歇泉流动现象初步实验研究

核动力工程 2012年第S1期33卷 64-68页

作者：戚展飞佟立丽曹学武上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

开展了各组合工况(不同竖直段长度、不同竖直段直径和不同加热功率)下的间歇泉流动实验,对实验现象和实验数据进行分析。结果表明,在间歇泉流动中,系统内的液体会周期性地沸腾,且多种流动形态循环出现;液体的冷却回流过程中会产生较大... 详细信息

开展了各组合工况(不同竖直段长度、不同竖直段直径和不同加热功率)下的间歇泉流动实验,对实验现象和实验数据进行分析。结果表明,在间歇泉流动中,系统内的液体会周期性地沸腾,且多种流动形态循环出现;液体的冷却回流过程中会产生较大的温度和压力变化;加大竖直段长度、减小竖直段管径更有利于形成间歇泉流动,加大加热功率将使得间歇泉流动更加明显,其他系统相关参数对间歇泉流动的影响需要作进一步研究。

关键词：间歇泉周期性沸腾自然循环

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复杂管段流动压降数值模拟研究

核动力工程 2010年第S1期31卷 119-122页

作者：戚展飞佟立丽曹学武上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

为研究复杂结构管段内引起局部压降的原因,以核电厂中带孔洞的套管为模拟对象,采用计算流体力学(CFD)方法分别对两种不同冷却剂流动方向下管段内的三维单相流动进行了数值模拟。使用混合网格和标准k-ε湍流模型,得到了该管段内的速度场... 详细信息

为研究复杂结构管段内引起局部压降的原因,以核电厂中带孔洞的套管为模拟对象,采用计算流体力学(CFD)方法分别对两种不同冷却剂流动方向下管段内的三维单相流动进行了数值模拟。使用混合网格和标准k-ε湍流模型,得到了该管段内的速度场和压力场。结果表明:管段的多孔管壁处,局部的速度流线较为紊乱,产生了涡流,压降较大;不同的流动方向在该管段中产生了不同的压降形式;管道局部流动截面相对于流动方向的改变方式和改变顺序,是产生不同局部压降的重要原因。

关键词：核电厂复杂管段计算流体力学(CFD) 数值模拟

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加热系统间歇泉流动特征及影响因素实验研究

核动力工程 2013年第2期34卷 9-15页

作者：戚展飞陈金波佟立丽曹学武上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

通过实验研究不同上升段高度、上升段直径、初始过冷度、水装量和加热功率工况组合下的间歇泉流动现象,并对实验现象和实验数据进行分析。结果表明,在间歇泉流动中,加热系统内的液体会周期性地沸腾,并循环出现多种流动形态;液体的冷却... 详细信息

通过实验研究不同上升段高度、上升段直径、初始过冷度、水装量和加热功率工况组合下的间歇泉流动现象,并对实验现象和实验数据进行分析。结果表明,在间歇泉流动中,加热系统内的液体会周期性地沸腾,并循环出现多种流动形态;液体的冷却回流过程中会产生较大的温度和压力变化;可以通过上升段相对压差和相对温差之比对间歇泉流动进行识别;5个工况参数中对间歇泉流动影响最大的是上升段几何结构和加热功率,增加上升段长径比和增大加热功率更有利于形成间歇泉流动。

关键词：间歇泉周期性沸腾自然循环

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加热系统间歇泉流动机理与模型研究

原子能科学技术 2013年第4期47卷 546-551页

作者：戚展飞陈金波佟立丽曹学武上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

在实验基础上对间歇泉流动的机理进行了分析:间歇泉流动是浮力与阻力间相互耦合的结果;系统热量的分布不均匀是发生间歇泉流动的重要前提;汽-液交界面的振荡引起了管路内流动参数的振荡,汽-液交界面的破裂最终决定了蒸汽的喷涌时刻。在... 详细信息

在实验基础上对间歇泉流动的机理进行了分析:间歇泉流动是浮力与阻力间相互耦合的结果;系统热量的分布不均匀是发生间歇泉流动的重要前提;汽-液交界面的振荡引起了管路内流动参数的振荡,汽-液交界面的破裂最终决定了蒸汽的喷涌时刻。在机理分析的基础上,建立了间歇泉流动中系统热量传输模型,模型计算结果与实验结果较为符合。

关键词：间歇泉周期性沸腾自然循环

GSI-191问题喷射冲击影响区域的计算分析

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核技术 2016年第2期39卷 72-78页

作者：王伟伟曹克美戚展飞上海核工程研究设计院上海200233

在压水堆LOCA(Loss of Coolant Accident)事故之后,高能管道流体喷射冲击导致破口附近的保温层等材料破裂为碎片。这些碎片随流体在安全壳内传输并在地坑滤网沉积形成碎片床,阻碍应急堆芯冷却系统的正常运行。部分碎片可能旁通滤网进入... 详细信息

在压水堆LOCA(Loss of Coolant Accident)事故之后,高能管道流体喷射冲击导致破口附近的保温层等材料破裂为碎片。这些碎片随流体在安全壳内传输并在地坑滤网沉积形成碎片床,阻碍应急堆芯冷却系统的正常运行。部分碎片可能旁通滤网进入反应堆压力容器,从而引起一系列的效应。该问题被称之为GSI-191(Generic Safety Issue-191)问题。为解决GSI-191问题,首先需要确定破口附近产生的碎片量。当前研究基于ANSI/ANS58.2-1988标准和等效体积球体模型,自主开发了喷射冲击影响区域计算工具JETZOI。采用该工具计算获得的NEI(Nuclear Energy Institute)算例的喷射轮廓和等压线与美国核管会(United States Nuclear Regulatory Commission,U.S NRC)的结果符合很好,从而实现了对NEI算例的成功复现。进一步进行了不同滞止工况的敏感性分析。分析结果表明,在相同的滞止压力下,流体温度的升高将导致影响区域破坏半径的减小和碎片量的减少。因此在开展喷射冲击试验获得影响区域的破坏半径时,应当保守选取冷段双端断裂作为极限工况以使喷射冲击产生的碎片量最大。

关键词：喷射冲击碎片影响区域失水事故

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国内外小堆专设配置和CAP200专设论证

核科学与工程 2020年第3期40卷 468-474页

作者：刘展戚展飞王国栋王伟伟张国胜上海核工程研究设计院上海200233

针对国际原子能机构定义的电功率300MW以下的小型核电机组,本文较为完整地梳理了国内外研究机构主要开发的小堆,对于各型号小堆专设安全配置的特点,进行了用于缓解事故的合理分析。结合上海核工程研究设计院(SNERDI)研发的CAP200紧凑型... 详细信息

针对国际原子能机构定义的电功率300MW以下的小型核电机组,本文较为完整地梳理了国内外研究机构主要开发的小堆,对于各型号小堆专设安全配置的特点,进行了用于缓解事故的合理分析。结合上海核工程研究设计院(SNERDI)研发的CAP200紧凑型小堆的特征,提出有效缓解非丧失冷却剂事故、丧失冷却剂事故和安全壳的专设配置措施,梳理挑战其专设配置的卡关事故,开展定量事故评价,确保CAP200紧凑型小堆专设安全配置可保证反应堆堆芯和安全壳的完整性。

关键词： CAP200 小型反应堆紧凑型非能动专设安全设施

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基于eGaIn液态金属的纤维角度传感

基于eGaIn液态金属的纤维角度传感

作者：展飞石家庄铁道大学

学位级别：硕士

DOM对微塑料稳定性及在多孔介质中吸附和迁移的影响机制

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DOM对微塑料稳定性及在多孔介质中吸附和迁移的影响机制

作者：展飞宇河南工业大学

学位级别：硕士