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定位格架下游湍流特性测量研究

原子能科学技术 2022年第6期56卷 1129-1137页

作者：曲文海陈仕龙黄慧剑熊进标上海交通大学核科学与工程学院上海200240 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

在子通道雷诺数为6600、13200、26400和39600下,使用粒子成像测速仪对5×5棒束分流型交混翼定位格架下游横向和纵向流动进行测量。平均速度和湍流脉动速度均方根的实验结果最大不确定度低于1%的主流平均速度。格架下游二次流结构经历了... 详细信息

在子通道雷诺数为6600、13200、26400和39600下,使用粒子成像测速仪对5×5棒束分流型交混翼定位格架下游横向和纵向流动进行测量。平均速度和湍流脉动速度均方根的实验结果最大不确定度低于1%的主流平均速度。格架下游二次流结构经历了交混翼脱落涡结构耗散、剪切产生双涡结构、双涡结构向单涡结构的转变及单涡结构沿程衰减过程,横向平均速度和湍流脉动速度均方根沿程变化均受涡结构演进影响。格架近场湍流统计量迅速衰减;格架远场湍流统计量缓慢衰减,流动趋于光棒束充分发展流动。横向流动受雷诺数效应和格架交混效应共同影响。

关键词：定位格架子通道交混折射率补偿粒子成像测速仪

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矩形通道轴向非均匀加热条件下的CHF研究

原子能科学技术 2017年第7期51卷 1195-1201页

作者：王玮黄慧剑陈宝文陈曦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

针对已有的计算均匀加热条件下的临界热流密度(CHF)的关系式,如Sudo93、Sudo96、Knoebel公式以及W3公式,加以非均匀条件的考虑,推广到矩形通道工况下,并用计算非均匀加热条件的沸腾长度法和F因子法对其进行修正。针对中国先进研究堆(CA... 详细信息

针对已有的计算均匀加热条件下的临界热流密度(CHF)的关系式,如Sudo93、Sudo96、Knoebel公式以及W3公式,加以非均匀条件的考虑,推广到矩形通道工况下,并用计算非均匀加热条件的沸腾长度法和F因子法对其进行修正。针对中国先进研究堆(CARR)的实际运行工况,运用修正后的计算结果与CARR的实验值进行比较。结果表明,通过F因子修正后的Sudo系列公式计算结果与实验值符合良好,从而能够较好地预测CARR的CHF现象。

关键词：矩形通道非均匀加热临界热流密度 F因子

基于PHYCA软件的“华龙一号”反应堆水力学分析

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核动力工程 2019年第2期40卷 23-26页

作者：汤华鹏刘余陈曦黄慧剑沈才芬李松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成都610213

针对核电厂反应堆水力学分析的需求,中国核动力研究设计院自主研发了PHYCA软件。为了迚一步评价软件的工程适用性,以自主化三代核电"华龙一号"为对象,开展了基于PHYCA软件的反应堆水力学分析,给出了压力容器内主要部件的压降、压力容器... 详细信息

针对核电厂反应堆水力学分析的需求,中国核动力研究设计院自主研发了PHYCA软件。为了迚一步评价软件的工程适用性,以自主化三代核电"华龙一号"为对象,开展了基于PHYCA软件的反应堆水力学分析,给出了压力容器内主要部件的压降、压力容器内各类旁流量和堆内构件水力载荷,其值与工程设计结果相近,表明PHYCA软件可用于类似核电厂的反应堆水力学分析。

关键词： PHYCA 华龙一号水力学分析

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窄矩形多通道流动传热特性数值分析

核动力工程 2021年第S1期42卷 47-52页

作者：陈明鹏张彪谭思超袁东东黄慧剑杨小磊陈仕龙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150001 核安全与先进核能技术工信部重点实验室哈尔滨150001 中国核动力研究设计院成都610213

板状燃料组件内的流道为窄矩形通道,与常规通道内流动传热特性存在差异。为探究窄矩形多通道内的速度场和温度场特性以及分布规律,对窄矩形三通道流动传热特性进行数值模拟,将部分模拟结果与实验结果进行对比,对不同湍流模型的适用性进... 详细信息

板状燃料组件内的流道为窄矩形通道,与常规通道内流动传热特性存在差异。为探究窄矩形多通道内的速度场和温度场特性以及分布规律,对窄矩形三通道流动传热特性进行数值模拟,将部分模拟结果与实验结果进行对比,对不同湍流模型的适用性进行对比研究。结果表明:三通道组件各通道内速度分布数值计算结果与实验结果符合较好;各通道内阻力特性不一,通道间明显存在流量再分配现象;采用雷诺应力模型所得计算结果与经典摩擦阻力公式计算结果相差较小,且涡结构和速度场较为精细;不同流道间的温度分布较为相似,热区均出现在两侧通道出口位置的中部和近壁面处,因此两侧通道应为高温区的重要关注点。

关键词：板状燃料元件稳态模拟速度场温度场模型验证

ESPRIT台架启动试验RELAP5程序预先模拟研究

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科技视界 2016年第9期 18-19页

作者：李峰黄慧剑陈伟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

华龙一号核电厂设置有二次侧非能动余热排出系统(Passive Residual Removal System,PRS系统)。为验证该非能动系统的可用性,开展了二次侧非能动余热排出系统实验研究,试验台架为ESPRIT。本文利用热工水力系统分析程序RELAP5对ESPRIT台... 详细信息

华龙一号核电厂设置有二次侧非能动余热排出系统(Passive Residual Removal System,PRS系统)。为验证该非能动系统的可用性,开展了二次侧非能动余热排出系统实验研究,试验台架为ESPRIT。本文利用热工水力系统分析程序RELAP5对ESPRIT台架进行建模。针对启动试验工况进行预先计算分析,研究PRS系统运行状态和主要现象,为启动试验提供参考。

关键词： ESPRIT 二次侧非能动余热排出系统 RELAP5

自然循环U型管蒸汽发生器管内倒流受管长影响的理论研究

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核动力工程 2021年第1期42卷 23-27页

作者：王一浒卢川丛腾龙陈衣然辛素芳黄慧剑徐良剑巫英伟西安交通大学核科学与技术学院西安710049 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成都610213 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001

自然循环U型管蒸汽发生器(UTSG)在一次侧处于自然循环工况下其部分U型管可能会出现倒流现象,这对自然循环带来不利影响。本文通过理论分析UTSG的U型管的水动力学曲线,获得U型管内发生流动不稳定时的临界压降与管长的关系,并利用系统分... 详细信息

自然循环U型管蒸汽发生器(UTSG)在一次侧处于自然循环工况下其部分U型管可能会出现倒流现象,这对自然循环带来不利影响。本文通过理论分析UTSG的U型管的水动力学曲线,获得U型管内发生流动不稳定时的临界压降与管长的关系,并利用系统分析程序RELAP5进行数值验证,验证结果表明:当管长增加时,临界压降呈先减后增的趋势,即小型的UTSG的最短U型管先出现倒流,而大型的UTSG最长管先出现倒流。所得结论解释了不同的仿真模拟研究得到的倒流管的分布不同的现象,为UTSG管内倒流及其管空间分布的预测提供理论依据。

关键词： U型管蒸汽发生器(UTSG) 倒流 RELAP5 流动不稳定判别准则

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改进型格架对堆芯最小DNBR的影响分析

科技视界 2016年第10期 246-247页

作者：任春明黄慧剑邱志方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 中国核动力研究设计院四川成都610213

为改善燃料组件的吊装性能、提高其抗弯性能,秦山二期、辽宁红沿河一期、福清核电一期和海南昌江等一系列核电厂将在首循环或后续循环采用改进型格架的AFA 3G燃料组件。在对热工水力和安全分析的影响方面,现行堆芯最小DNBR计算方法的适... 详细信息

为改善燃料组件的吊装性能、提高其抗弯性能,秦山二期、辽宁红沿河一期、福清核电一期和海南昌江等一系列核电厂将在首循环或后续循环采用改进型格架的AFA 3G燃料组件。在对热工水力和安全分析的影响方面,现行堆芯最小DNBR计算方法的适用性是安审中心重点关注问题之一。本文以秦山第二核电厂1&2号机组长循环燃料管理论证为参考,分析名义工况和典型事故工况下,采用改进型定位格架AFA 3G燃料组件对堆芯最小DNBR的影响。

关键词：秦山第二核电厂长燃料循环改进型格架 DNBR

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模块式小型堆功率运行状态落棒事故研究

科技视界 2021年第15期 214-216页

作者：黄慧剑辛素芳王嘉赓徐良剑彭倩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

文章对模块式小型堆(ACP100)在反应堆满功率运行时的落棒事故进行分析,研究模块式小型堆在落棒事故后堆芯的热工安全。落棒事故计算分析的结果表明,对于ACP100,即使发生了功率运行状态下落棒事故,最小DNBR仍高于限值,燃料棒发生DNB的份... 详细信息

文章对模块式小型堆(ACP100)在反应堆满功率运行时的落棒事故进行分析,研究模块式小型堆在落棒事故后堆芯的热工安全。落棒事故计算分析的结果表明,对于ACP100,即使发生了功率运行状态下落棒事故,最小DNBR仍高于限值,燃料棒发生DNB的份额为0,满足安全限值准则的要求。事故发生后,操纵员可以根据操作规程将反应堆带入安全状态。

关键词：模块式小型堆落棒 DNB

模块式小型堆功率运行状态单个控制棒束失控抽出事故研究

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科技创新导报 2019年第31期16卷 187-189页

作者：辛素芳肖鹏黄慧剑邱志方王玮陆祺任春明李沛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

本文对模块式小型堆反应堆功率运行状态单个控制棒束失控抽出事故进行分析,研究模块式小型堆在反应性引入事故后堆芯的热工安全性。对不同提棒速率、反馈系数工况的计算分析结果表明,对于模块式小型堆来说,即使发生了功率运行状态单个... 详细信息

本文对模块式小型堆反应堆功率运行状态单个控制棒束失控抽出事故进行分析,研究模块式小型堆在反应性引入事故后堆芯的热工安全性。对不同提棒速率、反馈系数工况的计算分析结果表明,对于模块式小型堆来说,即使发生了功率运行状态单个控制棒束失控抽出事故,最小DNBR仍高于限值,燃料棒发生DNB的份额为0,满足限值准则的要求。事故发生后,可以根据操作规程将反应堆带入安全状态。

关键词：模块式小型堆控制棒束失控抽出 DNB