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AP1000稳压器波动管竖直管段空气-水CCFL实验研究

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核动力工程 2020年第1期41卷 7-14页

作者：蔚江涛田文喜苏光辉秋穗正西安交通大学核科学与技术学院西安710049 中陕核核盛科技有限公司西安710100

使用竖直管代替波动管模型开展稳压器波动管竖直管段内空气-水两相逆流限制(CCFL)特性可视化实验研究。实验现象表明:竖直管与上容器接口处的局部CCFL决定了进入竖直管内的液相流量;竖直管内的局部CCFL决定了从竖直管流出的液相流量;两... 详细信息

使用竖直管代替波动管模型开展稳压器波动管竖直管段内空气-水两相逆流限制(CCFL)特性可视化实验研究。实验现象表明:竖直管与上容器接口处的局部CCFL决定了进入竖直管内的液相流量;竖直管内的局部CCFL决定了从竖直管流出的液相流量;两处局部CCFL均随空气流量的增大而增强。在较低气量情况,进入竖直管内的液相能够完全或大部分流出,竖直管内的局部CCFL较弱,上容器和竖直管接口处的局部CCFL在整体CCFL中占主导地位,整体CCFL程度随着上容器液位升高而略有增强。在高气量情况,从上容器进入竖直管的液相大部分或者完全被限制而不能向下流出,竖直管内的局部CCFL强烈,在整体CCFL中占主导地位,整体CCFL特性不受上容器液位变化的影响。通过实验数据拟合得到了新的稳压器竖直管CCFL模型。稳压器波动管CCFL数据和稳压器竖直管CCFL数据基本重合,表明波动管CCFL主要由CCFL-U决定。

关键词： AP1000 稳压器波动管竖直管段 CCFL

基于CFD方法的核动力系统热工安全特性研究进展

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原子能科学技术 2019年第10期53卷 1968-1982页

作者：田文喜王明军秋穗正苏光辉西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049 西安交通大学陕西省先进核能技术重点实验室陕西西安710049

西安交通大学核反应堆热工水力团队(XJTU-NuTheL)长期致力于计算流体动力学(CFD)方法的核动力系统高精度热工水力模型开发及应用方面的研究。近些年,团队在单相CFD工程应用、两相CFD模型开发、大涡模拟(LES)及直接数值模拟(DNS)高性能... 详细信息

西安交通大学核反应堆热工水力团队(XJTU-NuTheL)长期致力于计算流体动力学(CFD)方法的核动力系统高精度热工水力模型开发及应用方面的研究。近些年,团队在单相CFD工程应用、两相CFD模型开发、大涡模拟(LES)及直接数值模拟(DNS)高性能并行计算、跨尺度多物理场耦合等方面取得了系列研究成果。主要包括:构建了核反应堆压力容器、蒸汽发生器、非能动余热排出系统换热器等核动力系统关键设备的三维多孔介质热工水力计算模型,建立了复杂物理现象及运动瞬变工况下的两相CFD数学物理模型,开发了CFD程序与核反应堆系统程序、堆芯子通道程序之间的跨尺度耦合以及与中子物理、力学程序之间的多物理场耦合分析平台。本文将重点阐述XJTU-NuTheL基于CFD方法在核反应堆热工水力研究方面的最新成果及进展,并提出CFD方法在核反应堆工程领域应用的主要挑战及发展方向,旨在促进CFD方法更好地服务于核动力系统设计与运行安全分析。

关键词：计算流体力学热工水力核动力系统数值计算

基于RELAP5的运动条件下并联双通道流动不稳定性研究

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原子能科学技术 2018年第5期52卷 875-880页

作者：连强刘镝田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

随着船用核动力装置的广泛应用,运动条件引起的热工水力现象逐渐受到重视。反应堆堆芯内存在大量并联通道,通过在RELAP5程序的动量方程源项中添加运动条件引起的附加力,开展了倾斜、起伏及摇摆等典型单一运动条件及其耦合运动条件下的... 详细信息

随着船用核动力装置的广泛应用,运动条件引起的热工水力现象逐渐受到重视。反应堆堆芯内存在大量并联通道,通过在RELAP5程序的动量方程源项中添加运动条件引起的附加力,开展了倾斜、起伏及摇摆等典型单一运动条件及其耦合运动条件下的并联双通道在强迫循环下的流动不稳定性研究。对比了静止条件及不同运动条件下的不稳定性边界曲线,结果表明,强迫循环下运动条件对并联通道流动不稳定性的影响较小。相同过冷度数下,运动条件与静止条件的相变数差别在2%以下。

关键词：并联双通道流动不稳定性运动条件 RELAP5

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液态金属钠沸腾两相流动传热特性理论研究

核动力工程 2016年第S2期37卷 121-124页

作者：仇子铖兰治科马在勇秋穗正昝元峰幸奠川李永亮中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安710049

在实验的基础上对液态金属钠沸腾两相流动传热特性进行理论研究。计算对象为环形流道。单相流动区域认为液态金属钠不可压缩;两相流动区域考虑钠蒸汽的可压缩性。两相流动区域选用均匀流模型,求解过程中采用迎风格式进行积分。将模型计... 详细信息

在实验的基础上对液态金属钠沸腾两相流动传热特性进行理论研究。计算对象为环形流道。单相流动区域认为液态金属钠不可压缩;两相流动区域考虑钠蒸汽的可压缩性。两相流动区域选用均匀流模型,求解过程中采用迎风格式进行积分。将模型计算结果与相关实验数据进行对比,结果表明本文模型可用于计算液态金属钠沸腾两相流动传热特性,模型计算结果在一定程度上能完成对实验工作的拓展。

关键词：液态金属钠环形通道沸腾

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氧化层对液态金属起始沸腾过热度的影响模型

原子能科学技术 2019年第2期53卷 298-303页

作者：马在勇秋穗正步珊珊张卢腾孙皖潘良明重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室重庆400044 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室陕西西安710049 西安交通大学核科学与技术系陕西西安710049

液态金属具有良好的浸润性,因此常具有很高的起始沸腾过热度。但在浸润性差的氧化层的影响下,起始沸腾过热度可大幅降低。为对氧化层作用进行分析,建立了氧化层的影响模型,并利用实验数据进行了验证。结果表明,氧化层作用下的核化过程... 详细信息

液态金属具有良好的浸润性,因此常具有很高的起始沸腾过热度。但在浸润性差的氧化层的影响下,起始沸腾过热度可大幅降低。为对氧化层作用进行分析,建立了氧化层的影响模型,并利用实验数据进行了验证。结果表明,氧化层作用下的核化过程可分为直接核化和界面移动后的核化两类,氧化层作用下的核化半径介于氧化层位置及界面最深处位置之间,其最佳估算值为两者的几何平均值。

关键词：液态金属氧化层起始沸腾核化

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惰性气体对液态金属起始沸腾过热度的影响

原子能科学技术 2019年第1期53卷 110-116页

惰性气体对降低液态金属起始沸腾过热度有重要作用。通过考虑壁面孔穴内惰性气体的体积变化及扩散作用,分析了池式沸腾核化过程中局部参数的变化,并研究了惰性气体作用下不同变量对液态金属起始沸腾过热度的影响趋势。结果表明,惰性气... 详细信息

惰性气体对降低液态金属起始沸腾过热度有重要作用。通过考虑壁面孔穴内惰性气体的体积变化及扩散作用,分析了池式沸腾核化过程中局部参数的变化,并研究了惰性气体作用下不同变量对液态金属起始沸腾过热度的影响趋势。结果表明,惰性气体可引起复杂的次级效应,为进行准确的热流密度、压力等变量的影响分析,应充分考虑核化过程中惰性气体的影响。

关键词：液态金属惰性气体起始沸腾核化

空间核电推进球床反应堆热工水力特性数值分析

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原子能科学技术 2019年第7期53卷 1245-1254页

作者：张冉王成龙秋穗正田文喜苏光辉西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室陕西西安710049

球床反应堆的功率密度高、堆芯尺寸小、裂变产物完全包容,在空间核动力系统中具有广泛的应用前景。针对空间核电推进球床反应堆,开发了稳态热工水力分析程序,对堆芯进行了全功率稳态运行工况下的热工水力设计优化及安全特性分析,重点优... 详细信息

球床反应堆的功率密度高、堆芯尺寸小、裂变产物完全包容,在空间核动力系统中具有广泛的应用前景。针对空间核电推进球床反应堆,开发了稳态热工水力分析程序,对堆芯进行了全功率稳态运行工况下的热工水力设计优化及安全特性分析,重点优化冷、热孔板孔隙率以消除堆芯热点。计算结果表明,燃料球中心最高温度距燃料熔点具有873 K的安全裕量,冷孔板孔隙率对堆芯流量分配几乎没有影响,孔隙率峰值比为2.0的热孔板可有效避免堆芯热点,此外增大冷却剂入口压力会减小堆芯的压损。本文结果可为空间核电推进球床反应堆的设计及安全特性分析提供建议与指导。

关键词：核电推进球床反应堆孔板孔隙率热工水力分析

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液态金属钠在圆管中湍流传热特性研究

原子能科学技术 2013年第9期47卷 1535-1538页

作者：王美巫英伟田文喜苏光辉秋穗正西安交通大学能源与动力工程学院陕西西安710049 西安科技大学能源学院陕西西安710054

采用高Re k-ε模型与壁面函数法对液态金属钠在圆管中湍流传热特性进行数值计算,并与文献实验结果进行了比较,计算值与实验结果符合较好。同时应用该方法研究了湍流程度和加热条件对液态钠传热特性的影响。结果表明:湍流程度对传热的影... 详细信息

采用高Re k-ε模型与壁面函数法对液态金属钠在圆管中湍流传热特性进行数值计算,并与文献实验结果进行了比较,计算值与实验结果符合较好。同时应用该方法研究了湍流程度和加热条件对液态钠传热特性的影响。结果表明:湍流程度对传热的影响主要集中在流道前半段,后半段分子扩散对传热的影响逐渐凸现出来,使不同湍流程度流体传热特性的区别逐渐缩小。初始温度与热流密度对传热特性无明显影响。

关键词：液态金属钠湍流传热特性数值计算

椭球形与球形下封头压力容器内熔融物滞留传热特性分析

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原子能科学技术 2018年第7期52卷 1294-1299页

作者：刘芳张亚培田文喜苏光辉秋穗正西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室陕西西安710049 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

严重事故下堆芯熔融物再分布于压力容器下封头,在衰变热作用下高温堆芯熔融物对压力容器壁面施加较大的热负荷,可能导致压力容器失效。针对压力容器内熔融物滞留下的传热过程,基于Fortran90语言开发了椭球形下封头压力容器内熔融物堆内... 详细信息

严重事故下堆芯熔融物再分布于压力容器下封头,在衰变热作用下高温堆芯熔融物对压力容器壁面施加较大的热负荷,可能导致压力容器失效。针对压力容器内熔融物滞留下的传热过程,基于Fortran90语言开发了椭球形下封头压力容器内熔融物堆内滞留(IVR)分析程序IVRASA-ELLIP,计算具有椭球形下封头的压力容器在严重事故下稳态熔池的传热过程及IVR特性。利用IVRASA-ELLIP程序计算了VVER-1000压力容器内熔池的传热,分析具有椭球形下封头的压力容器各处的壁面热流密度、氧化物硬壳厚度和压力容器壁厚,并与运用IVRASA程序计算的AP1000稳态熔池传热结果进行对比分析。研究结果表明,在相同初始参数下椭球形下封头内的壁面热流密度较球形下封头内的小,与热流密度的变化趋势相对应,椭球形下封头内压力容器壁的消融量较球形下封头内的小,椭球形下封头内形成的氧化物硬壳厚度较球形下封头内的厚。

关键词：熔池传热数值模拟椭球形下封头