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压水堆核电厂稳压器波动管热纹振荡数值模拟

压水堆核电厂稳压器波动管热纹振荡数值模拟

作者：曹思民哈尔滨工程大学

学位级别：硕士

稳压器波动管热纹振荡现象是指稳压器波动管内冷热流体交界面的上下起伏。核电站启堆升功率过程是稳压器波动管内产生热纹振荡的重要时期,由于主管道和稳压器中的冷却剂具有较大的温差,则流场微弱的变化都将导致温度场的显著改变,从而... 详细信息

稳压器波动管热纹振荡现象是指稳压器波动管内冷热流体交界面的上下起伏。核电站启堆升功率过程是稳压器波动管内产生热纹振荡的重要时期,由于主管道和稳压器中的冷却剂具有较大的温差,则流场微弱的变化都将导致温度场的显著改变,从而导致波动管壁面产生周期性的热应力变化,引起稳压器波动管的应力疲劳,进而在波动管管壁上产生裂纹,引发管壁穿透,威胁核电厂一回路系统的完整性。论文采用数值模拟方法对稳压器波动管流场内的热振荡现象进行了研究,得到了以下结论:（1）对M310型稳压器波动管内热分层现象进行数值模拟,并将模拟结果与实验作对比得出,在对稳压器波动管内温度及流场的分布进行数值模拟时,选择动态Smagorinsky涡粘模型比雷诺时均模拟中基于?方程的湍流模型更加合理;（2）数值模拟结果验证了核电厂启堆升功率过程中稳压器波动管内存在明显的热纹振荡现象,而开尔文—赫姆霍兹不稳定性是导致稳压器波动管热纹振荡现象的原因;（3）本次研究提出了稳压器波动管热纹振荡强度的定量评估方法。首先,将计算流体力学软件获得的瞬态温度分布结果进行快速傅里叶变换,然后,结合已有的基于频率响应函数建立的热应力评估公式,可有效地对稳压器波动管内热纹振荡强度进行评估;（4）波动管内热纹振荡强度随稳压器与一回路热管段冷却剂温差以及一回路热管段入口流速的增大而增加。稳压器出口冷却剂流速在0.013m/s至0.07m/s之间变化时,稳压器波动管内热纹振荡强度随稳压器出口流速的增大呈现先增加而后下降的趋势;（5）稳压器波动管与主管道热管段之间的倾角在0°.5°之间变化时,波动管内靠近主管道区域的热纹振荡强度随倾角的增加而增加;（6）当增大或减小稳压器波动管内径时,在保持稳压器出口流量不变情况下流速变化为0.013m/s或0.052m/s时,稳压器波动管内热纹振荡强度将减小。本研究利用数值模拟方法揭示了波动管内热纹振荡的产生机理,给出了一种基于计算流体力学结果的热纹振荡强度的评估方法,对影响波动管热纹振荡强度的因素进行了系统的分析。本文的研究对波动管内热纹振荡强度的评估以及核电厂稳压器波动管结构设计方案的改进提供了理论基础。

关键词：波动管热纹振荡快速傅里叶变换开尔文—赫姆霍兹不稳定性计算流体力学

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矩形小尺度加热通道流型构成及过渡准则研究

核动力工程 2018年第6期39卷 15-18页

作者：田野黄伟罗涵禹王海松李鹏飞曹思民中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室

基于可视化实验系统研究了矩形小尺度加热通道内主要流型构成,从微观角度深入研究气-液两相在流型过渡临界状态下的受力情况,构建了基于力学模型假定的流型过渡准则,并采用可视化实验数据对该模型进行了验证。结果表明,泡沫流-受限气泡... 详细信息

基于可视化实验系统研究了矩形小尺度加热通道内主要流型构成,从微观角度深入研究气-液两相在流型过渡临界状态下的受力情况,构建了基于力学模型假定的流型过渡准则,并采用可视化实验数据对该模型进行了验证。结果表明,泡沫流-受限气泡流过渡准则预测准确度为93.94%,受限气泡流-环状流过渡准则预测准确度为94.07%,模型预测结果与实验数据基本吻合。

关键词：小尺度通道流型构成流型过渡准则力学模型

地质雷达法超前预报在将军山隧道施工中的应用

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江西建材 2014年第15期 179-179,183页

作者：曹思民黄崴中国路桥工程有限责任公司广东广州510000

地质雷达法超前预报目前已普遍应用于山体隧道施工中,在短距离范围内可以高精度探测掌子面前方地层的变化,对于破碎断裂带有较高的识别能力,探测结果可靠性及稳定性较高,在指导隧道施工方面意义重大。本文具体介绍了地质雷达法在将军山... 详细信息

地质雷达法超前预报目前已普遍应用于山体隧道施工中,在短距离范围内可以高精度探测掌子面前方地层的变化,对于破碎断裂带有较高的识别能力,探测结果可靠性及稳定性较高,在指导隧道施工方面意义重大。本文具体介绍了地质雷达法在将军山隧道群超前地质预报中的具体应用。

关键词：超前地质预报地质雷达法将军山隧道

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膨润土泥浆在钻孔灌注桩施工中的运用

江西建材 2014年第15期 174-174,176页

作者：黄崴曹思民中国路桥工程有限责任公司广东广州510000

在钻孔灌注桩施工中,泥浆主要用于控制土层压力、携带钻渣以及维持孔壁稳定。随着气举反循环钻机的逐渐普及,优质膨润土泥浆逐渐取代了通过土层自然造浆。

关键词：膨润土泥浆钻孔灌注桩

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燃料元件棒束通道横流特性数值研究

科技视界 2022年第12期 25-29页

作者：于德勇曹思民杜枢韩元吉中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

棒束燃料元件通道结构复杂,横流流动特性对于燃料元件的流动传热具有显著影响,也是构建子通道分析模型的关键。采用STAR-CCM+软件,对燃料元件棒束通道横流特性进行了数值模拟。通过数值计算得到了横流流场、压力场分布,讨论了棒边距对... 详细信息

棒束燃料元件通道结构复杂,横流流动特性对于燃料元件的流动传热具有显著影响,也是构建子通道分析模型的关键。采用STAR-CCM+软件,对燃料元件棒束通道横流特性进行了数值模拟。通过数值计算得到了横流流场、压力场分布,讨论了棒边距对流动的影响,并拟合得到棒束通道横流阻力系数计算关系式。文章的研究结果可用于棒束燃料组件子通道分析模型的封闭,也可为相关实验研究提供理论指导。

关键词：棒束通道横流流动阻力系数

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蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统蒸汽管道凝水影响分析

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科技视界 2016年第13期 143-143,162页

作者：张玉龙赖建永任云曹思民刘文静中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041

田湾核电站扩建工程5、6号机组新增了蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统(PRS)作为严重事故预防与缓解措施,蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统的管道与主蒸汽管道相连,在应急余热排出冷却器入口处设置了一个U型水封,水封前的蒸汽管道敷设保温... 详细信息

田湾核电站扩建工程5、6号机组新增了蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统(PRS)作为严重事故预防与缓解措施,蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统的管道与主蒸汽管道相连,在应急余热排出冷却器入口处设置了一个U型水封,水封前的蒸汽管道敷设保温层,水封及下游部分管道不敷设保温层。机组运行期间,蒸汽在水封处冷凝,以避免蒸汽进入冷却器,从而减少蒸汽的热量损失。但考虑到保温层的散热,长期运行期间会有少量的蒸汽冷凝成水,如果这部分水回流到主蒸汽管道中,则会增大汽轮机入口的蒸汽湿度。本文计算分析了PRS系统蒸汽管道产生的凝结水,并评价了其对蒸汽发生器含湿量的影响。

关键词：田湾核电站扩建工程5 6号机组二次侧非能动冷却系统(PRS) 蒸汽发生器含湿量

RELAP5应用于PRS系统蒸汽管道隔离阀常关对自然循环建立时间的影响分析

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科技视界 2017年第2期 21-21,23页

作者：曹思民张玉龙赖建永任云黄伟李海颖中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041

田湾核电厂5&6号机组作为M310改进机型,新增了蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统(PRS)作为严重事故预防与缓解措施。蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统的蒸汽管道与主蒸汽管道相连,凝水管道与辅助给水系统管道相连。在开展布置工作时发现,... 详细信息

田湾核电厂5&6号机组作为M310改进机型,新增了蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统(PRS)作为严重事故预防与缓解措施。蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统的蒸汽管道与主蒸汽管道相连,凝水管道与辅助给水系统管道相连。在开展布置工作时发现,发现蒸汽管线非常长,若PRS系统蒸汽管线与主蒸汽管线之间的隔离阀常开,会对PRS系统的正常运行造成影响,因此考虑将PRS系统蒸汽隔离阀的状态由常开变换为常关。本文使用RELAP5热工水力计算程序对PRS系统蒸汽隔离阀常关状态下PRS系统压力平衡时间开展工作,并分析了蒸汽隔离阀常关对自然循环的影响。

关键词：田湾核电厂5、6号机组二次侧非能动冷却系统(PRS) Relap5

AP1000与M310型核电厂启动给水系统对比研究

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科技视界 2018年第10期 74-76页

作者：叶竹曹思民王诗倩曾畅核反应堆系统技术重点实验室四川成都610213

压水堆核电站二回路给水系统为蒸汽发生器提供给水并维持蒸汽发生器水位。文章介绍AP1000核电机组主给水和启动给水系统(FWS),并与M310改进型机组的主给水泵和启动流程进行了对比分析,对我国自主设计三代核电站具有一定的借鉴意义。

关键词： AP1000压水堆主给水和启动给水系统给水泵对比分析

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核电厂自动卸压排放管道热分层分析研究

科技视界 2017年第2期 1-2页

作者：于德勇段永强曹思民孙燕路忠亮中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041 中国中原对外有限公司中国上海200023

核电厂工艺系统的管道和设备中存在流动介质以不同温度分层的热分层现象,将会引起管壁温度分层,在管道截面产生总体弯曲热应力和局部热应力,并产生非预期的位移和支撑载荷。本文采用CFD方法分析了核电厂自动卸压排放管道的热分层现象,... 详细信息

核电厂工艺系统的管道和设备中存在流动介质以不同温度分层的热分层现象,将会引起管壁温度分层,在管道截面产生总体弯曲热应力和局部热应力,并产生非预期的位移和支撑载荷。本文采用CFD方法分析了核电厂自动卸压排放管道的热分层现象,研究了管道内热分层形成机理及流动状态,得到了长期稳定运行工况下的热分层状态,为后续管道设计和布置提供参考。

关键词：热分层核电厂反应堆冷却剂系统湍流渗透