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瞬变运动条件对竖直管内搅混流向环状流转变边界的影响研究

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原子能科学技术 2024年第3期58卷 698-704页

作者：马文慧曹夏昕谢添舟黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室黑龙江哈尔滨150001 中核集团核反应堆热工水力技术重点实验室四川成都610041

船舶在航行过程中处于海洋瞬变运动环境,两相流动常处于瞬变运动状态,两相流型可能与陆基条件时不同,进而影响流动传热特性,准确判别瞬变运动条件下两相流型对两相阻力和传热的计算具有重要意义。本文针对摇摆和升潜两种典型海洋运动条... 详细信息

船舶在航行过程中处于海洋瞬变运动环境,两相流动常处于瞬变运动状态,两相流型可能与陆基条件时不同,进而影响流动传热特性,准确判别瞬变运动条件下两相流型对两相阻力和传热的计算具有重要意义。本文针对摇摆和升潜两种典型海洋运动条件,引入运动产生的瞬变外力场,构建了瞬变运动条件下搅混流-环状流转变准则,该准则也可适用于竖直向上和倾斜流动。通过静止和瞬变运动条件下实验数据对转变准则模型计算结果进行了验证,与实验结果符合很好。通过对转变准则进行分析,绘制了搅混流-环状流转变曲线,获得了运动参数对流型转变边界的影响规律。

关键词：摇摆运动升潜条件搅混流环状流转变准则

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PLIF技术及其在反应堆热工水力研究中的应用

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核动力工程 2024年第1期45卷 1-10页

作者：谭思超魏天一于晓勇谢冠辉李旭鹏田瑞峰哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室哈尔滨150001 哈尔滨工程大学核安全与先进核能技术工信部重点实验室哈尔滨150001

哈尔滨工程大学核反应堆工程研究团队(HEU-NUREL)长期致力于平面激光诱导荧光(PLIF)技术的探索及其在反应堆热工水力研究中的应用。PLIF技术作为非侵入式先进测量手段,可实现物理场全平面的定性和定量测量,为数值模型验证提供基准实验... 详细信息

哈尔滨工程大学核反应堆工程研究团队(HEU-NUREL)长期致力于平面激光诱导荧光(PLIF)技术的探索及其在反应堆热工水力研究中的应用。PLIF技术作为非侵入式先进测量手段,可实现物理场全平面的定性和定量测量,为数值模型验证提供基准实验数据。本文全面展示HEU-NUREL基于PLIF技术在核反应堆热工水力研究等方面的最新成果和进展,重点介绍应用PLIF技术在浓度测量、温度场分析、两相分布及技术探索等方面的实践路径和测量效果,阐述PLIF技术及相关方法在热工水力不同领域的技术特点和独特贡献,旨在促进PLIF技术更好地服务反应堆系统设计与安全分析。

关键词：平面激光诱导荧光(PLIF) 热工水力浓度场温度场两相分布

堵塞沉积对波形板汽水分离器运行特性的影响规律及机理

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哈尔滨工程大学学报 2024年第5期45卷 982-988页

作者：买丹婕赵富龙刘庆祝田瑞峰谭思超哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001 哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室黑龙江哈尔滨150001

在核电厂装置运行的热态工况下,波形板汽水分离器内高温高压且湿度较大,易出现腐蚀现象,产生沉积物并影响汽水分离性能。为研究沉积堵塞现象对波形板汽水分离器运行特性的影响机理,本文运用CFD软件对不同堵塞程度的波形板建立了经过合... 详细信息

在核电厂装置运行的热态工况下,波形板汽水分离器内高温高压且湿度较大,易出现腐蚀现象,产生沉积物并影响汽水分离性能。为研究沉积堵塞现象对波形板汽水分离器运行特性的影响机理,本文运用CFD软件对不同堵塞程度的波形板建立了经过合理简化的二维模型,在不同热态工况下对波形板分离器开展数值计算与分析,得到了堵塞程度对波形板运行特性的影响规律和作用机理。结果表明:堵塞沉积的波形板压降和分离效率随工况的变化趋势均与未堵塞时较为相似;沉积物使实际流通截面变小,从而使波形板的压降增大,且压降增幅随堵塞程度增大而增大;沉积物明显影响了液滴的碰撞分离过程,使分离效率降低;在疏水钩未失效前,波形板分离效率的降幅随堵塞程度增大而增大;在压降、效率增幅方面,沉积物在低流速工况下的影响程度更大。研究结果为波形板的沉积堵塞研究及其运行和设计提供了一定的理论支撑和科学依据。

关键词：波形板汽水分离器堵塞沉积分离效率汽水分离运行特性

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棒束子通道空泡份额及相界面浓度分布特性实验研究

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原子能科学技术 2024年第S1期58卷 33-43页

作者：任佳星王若好王方东乔守旭谭思超田瑞峰高璞珍哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室黑龙江哈尔滨150001

棒束通道相态分布特性对反应堆内传热传质及流动阻力具有重要影响。本文对5×5棒束通道空气水两相流开展实验研究,采用四头电导探针测量了子通道内部的空泡份额、相界面浓度、气泡直径、气泡速度等相界面参数的局部分布。结果表明,气泡... 详细信息

棒束通道相态分布特性对反应堆内传热传质及流动阻力具有重要影响。本文对5×5棒束通道空气水两相流开展实验研究,采用四头电导探针测量了子通道内部的空泡份额、相界面浓度、气泡直径、气泡速度等相界面参数的局部分布。结果表明,气泡受横向作用力的影响,在子通道内会形成两种典型分布,随液相流速升高和气相流速降低,轴峰分布逐渐转变为壁峰分布;不同类型子通道空泡分布不均匀,中心子通道受壁面影响较小,气泡数量最多,边通道和角通道几乎被液相占据;本实验工况下,现有的空泡份额和相界面浓度计算关系式预测性能良好,平均最小误差分别为±18.2%与±12.2%。

关键词：棒束通道子通道两相流电导探针相态分布相界面浓度

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窄矩形通道高过冷沸腾流动与传热模型分析

哈尔滨工程大学学报 2024年

作者：刘可心闫震徐建军丁雷丁铭曹夏昕哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室中国核动力研究设计院

针对高过冷沸腾条件下板状燃料元件冷却剂通道内的流动换热问题开展了实验研究。在0.2 MPa压力下的窄矩形通道内，对过冷度为25～50 ℃、质量流速为400～700 kg/(m2·s)的去离子水单面加热至沸腾，壁面热流密度为70～375 kW/m2，出口空... 详细信息

针对高过冷沸腾条件下板状燃料元件冷却剂通道内的流动换热问题开展了实验研究。在0.2 MPa压力下的窄矩形通道内，对过冷度为25～50 ℃、质量流速为400～700 kg/(m2·s)的去离子水单面加热至沸腾，壁面热流密度为70～375 kW/m2，出口空泡份额为0.0029～0.0838。实验中采用压差传感器和K型铠装热电偶分别获取实验段内压降数据和壁面温度数据。基于实验数据对文献中关于两相流动和沸腾换热的经验关系式进行评价，结果显示，已有的沸腾换热系数和两相摩擦压降模型对高过冷沸腾的预测能力较差。建立了适用于窄矩形通道内高过冷沸腾情况下的沸腾换热系数和两相摩擦压降预测模型，新模型对沸腾换热系数和两相摩擦压降预测的平均绝对误差分别为12.45%和16.72%，精度优于已有模型。通过与文献中的实验数据对比进一步验证了新模型的可靠性。

关键词：窄矩形通道高过冷沸腾两相换热系数两相摩擦压降传热模型分相流模型均相流模型实验研究

圆管内氦氙混合气体与超临界二氧化碳换热特性对比分析

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哈尔滨工程大学学报 2024年第3期45卷 450-458页

作者：宁可为刘凯孙汝雷赵富龙游尔胜余霖谭思超哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001 哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室黑龙江哈尔滨150001 中国核动力研究设计院四川成都610041

小型化、高紧凑反应堆系统是陆上多用途能源供给的研究重点,直接热-动循环下的能量转换对冷却剂工质选型提出极高要求。为了明确氦氙混合气体、超临界二氧化碳的工质适用性,本文采用数值模拟方法,对二者在圆管内的换热特性进行计算,对比... 详细信息

小型化、高紧凑反应堆系统是陆上多用途能源供给的研究重点,直接热-动循环下的能量转换对冷却剂工质选型提出极高要求。为了明确氦氙混合气体、超临界二氧化碳的工质适用性,本文采用数值模拟方法,对二者在圆管内的换热特性进行计算,对比了2种冷却剂的物性,分析了不同加热功率、入口速度、入口温度对冷却剂换热系数的影响,拟合提出了2种冷却剂工质圆管内换热的经验模型。研究结果表明:反应堆在加热功率超过100 kW/m~2、入口流速大于10 m/s下,对流换热系数较大;氦氙混合气体入口温度在1 000~1 200 K、超临界二氧化碳在入口温度550~600 K附近时,对流换热系数存在极大值;在高雷诺数区(Re>10~4),2冷却剂的修正关系式与计算值吻合良好。本文计算能够为新型反应堆开发提供数据及模型基础。

关键词：小型反应堆氦氙混合气体超临界二氧化碳圆管通道数值模拟模型修正换热特性安全特性

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控制棒对核动力航天器辐射屏蔽特性的影响

哈尔滨工程大学学报 2024年第2期45卷 390-397页

作者：何宇豪赵富龙谢林马嘉孟涛谭思超哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001 哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室黑龙江哈尔滨150001 上海宇航系统工程研究所上海201109

针对控制棒及其导向管贯穿阴影式屏蔽体的情况,本文进行了核动力航天器全场辐射屏蔽特性的分析,并提出局部屏蔽的优化方案。利用蒙特卡罗方法在核动力航天器全场范围内对中子与光子进行输运计算,求解得到控制棒吸收体处于不同位置时的... 详细信息

针对控制棒及其导向管贯穿阴影式屏蔽体的情况,本文进行了核动力航天器全场辐射屏蔽特性的分析,并提出局部屏蔽的优化方案。利用蒙特卡罗方法在核动力航天器全场范围内对中子与光子进行输运计算,求解得到控制棒吸收体处于不同位置时的中子注量率与光子剂量分布情况,分析了控制棒及其导向管对阴影屏蔽体的屏蔽特性及航天器全场辐射特性的影响,并针对辐射薄弱点提出了局部屏蔽优化方案,对优化后的方案进行了计算验证。结果表明:控制棒导向管垂直贯穿屏蔽体会导致仪器平台辐射剂量超限值,极端工况下光子剂量达到限值的10倍,中子注量达到了限值的1.8倍。利用局部屏蔽体可以有效消除控制棒导向管带来的辐射剂量超限问题,能在控制质量增幅的情况下保证仪器平台所处区域的辐射安全。

关键词：核动力航天器辐射防护辐射特性光子屏蔽中子屏蔽控制棒阴影屏蔽局部屏蔽

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PCM核设计软件包全堆芯计算模块的验证

核动力工程 2024年第4期45卷 17-23页

作者：陆高奇丁铭兰兵潘昕怿李春王超马云帆哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室哈尔滨150001 生态环境部核与辐射安全中心北京100082 中广核研究院有限公司广东深圳518031

PCM软件包是中广核研究院有限公司自主研发的核设计软件包,包含组件截面计算软件PINE和三维堆芯核设计软件COCO。为了验证PCM软件包的全堆芯计算能力及其准确性,本文基于自制全堆芯例题以及国际通用的BIBLIS、IAEA、LRA等全堆芯基准题对... 详细信息

PCM软件包是中广核研究院有限公司自主研发的核设计软件包,包含组件截面计算软件PINE和三维堆芯核设计软件COCO。为了验证PCM软件包的全堆芯计算能力及其准确性,本文基于自制全堆芯例题以及国际通用的BIBLIS、IAEA、LRA等全堆芯基准题对PCM软件包“组件-堆芯”两步法和COCO软件的堆芯计算功能进行了验证。在轻水堆堆芯基准题的计算中,所有算例的有效增殖系数k_(eff)平均偏差为6.4pcm(1pcm=10^(-5)),最大偏差仅为28.2pcm,且所有算例中堆芯燃料组件归一化功率分布偏差的绝对值不超过1%。验证结果表明PCM软件包的全堆芯计算功能有较高计算精度,整体计算精度能够满足工程需求。

关键词：堆芯核设计堆芯基准题 PCM软件包

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海洋条件下小型堆堆芯补水系统模化分析

核动力工程 2024年第1期45卷 27-33页

作者：唐济林刘宇生谭思超李东阳王庶光邱立青哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室哈尔滨150001 中国核动力研究设计院成都610213 生态环境部核与辐射安全中心国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室北京100082

为解决海洋条件下非能动堆芯补水系统(PCMS)设计的试验验证问题,本研究以堆芯补水箱(CMT)支路为例,开展了海洋条件下PCMS热工水力现象识别,基于多级双向比例分析(H2TS)方法,对识别的关键热工水力现象进行了模化分析,获得了PCMS模化设计... 详细信息

为解决海洋条件下非能动堆芯补水系统(PCMS)设计的试验验证问题,本研究以堆芯补水箱(CMT)支路为例,开展了海洋条件下PCMS热工水力现象识别,基于多级双向比例分析(H2TS)方法,对识别的关键热工水力现象进行了模化分析,获得了PCMS模化设计的相似准则。研究结果表明,PCMS内存在多种复杂热工水力现象及其耦合过程,其中CMT支路的热工水力现象最具代表性,其自然循环过程受海洋条件的影响最为显著;海洋条件导致PCMS内流体产生附加惯性力,附加加速度一致是试验模型再现海洋条件影响的必要条件。海洋条件下PCMS模化设计应遵循阻力数、Richardson数、冷凝数和加速度等相似准则,基于上述相似准则设计的试验模型能够以合理的失真水平再现设计原型内的主要热工水力现象及其耦合效应。

关键词：模化分析海洋条件小型模块化反应堆堆芯补水系统