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超临界二氧化碳在核反应堆系统中的应用 被引量：83
1
作者 黄彦平 王俊峰 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第3期21-27,共7页
基于超临界二氧化碳布雷顿循环的基本原理,分析其应用于核反应堆系统的主要优势,介绍目前国际上超临界二氧化碳应用于核反应堆系统的相关研究进展,对超临界二氧化碳工质在我国未来先进核能技术研发中潜在的应用对象进行探讨,并提出相关... 基于超临界二氧化碳布雷顿循环的基本原理,分析其应用于核反应堆系统的主要优势,介绍目前国际上超临界二氧化碳应用于核反应堆系统的相关研究进展,对超临界二氧化碳工质在我国未来先进核能技术研发中潜在的应用对象进行探讨,并提出相关建议。 展开更多
关键词 超临界二氧化碳 布雷顿循环 核反应堆 应用
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海洋条件下舰船反应堆热工水力特性研究现状 被引量：8
2
作者 马建 李隆键 +2 位作者 黄彦平 黄军 王艳林 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第2期91-96,共6页
海洋条件下舰船反应堆的热工水力特性对于舰船航行的安全性和可靠性有十分重要的影响,各国研究者为此开展了大量的研究工作。本文基于亚洲各国公开发表的海洋条件下舰船反应堆热工水力特性研究的文献资料,回顾和概括这一研究领域在研究... 海洋条件下舰船反应堆的热工水力特性对于舰船航行的安全性和可靠性有十分重要的影响,各国研究者为此开展了大量的研究工作。本文基于亚洲各国公开发表的海洋条件下舰船反应堆热工水力特性研究的文献资料,回顾和概括这一研究领域在研究方法、研究内容和典型研究结果诸方面的现状,通过掌握已有研究成果,分析其不足之处,提出开展相关研究的建议。 展开更多
关键词 海洋条件 舰船反应堆 热工水力特性
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MW级空间核反应堆系统热管式辐射散热器分析及优化 被引量：3
3
作者 张昊春 刘秀婷 +2 位作者 魏前明 游尔胜 孙铭远 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第7期1161-1167,共7页
空间核反应堆是空间核电源和核推进的研究基础,大功率核反应堆的体积和质量一直是限制航空航天设计的重要因素。针对这一问题,本文对MW级空间核反应堆系统热管式辐射散热器进行建模和分析,建立热管式辐射散热器的热阻模型,利用穷举法和... 空间核反应堆是空间核电源和核推进的研究基础,大功率核反应堆的体积和质量一直是限制航空航天设计的重要因素。针对这一问题,本文对MW级空间核反应堆系统热管式辐射散热器进行建模和分析,建立热管式辐射散热器的热阻模型,利用穷举法和遗传算法在给定工况下探讨裸碳纤维翅片长度Lf和厚度δf、冷却剂质量流量m、辐射散热器入口温度Tf1对散热器质量M的影响。结果表明,当Tf1=800 K、Lf=5 cm、δf=0.16 mm、m=9 kg/s时,M达到最优,为906.593 kg,优化了0.63%的系统质量。 展开更多
关键词 空间核反应堆 热管式辐射散热器 遗传算法 质量优化
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CFD方法在超临界水冷堆热工水力研究中的应用现状 被引量：3
4
作者 曾小康 李永亮 +2 位作者 闫晓 肖泽军 黄彦平 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第1期114-120,共7页
计算流体力学(CFD)数值方法已成为超临界水冷堆热工水力特性分析的重要工具。目前,超临界条件下的CFD数值方法一般直接采用亚临界单相湍流模型,其局限性在于现有的湍流模型难以准确模拟重力和热膨胀加速度效应,在热流密度特别大的情况下... 计算流体力学(CFD)数值方法已成为超临界水冷堆热工水力特性分析的重要工具。目前,超临界条件下的CFD数值方法一般直接采用亚临界单相湍流模型,其局限性在于现有的湍流模型难以准确模拟重力和热膨胀加速度效应,在热流密度特别大的情况下,CFD数值方法适用性较差。本文综合介绍了中核核反应堆热工水力重点实验室(RETH)所开展的超临界水冷堆热工水力特性CFD分析。 展开更多
关键词 计算流体力学(CFD) 超临界水冷堆 热工水力 应用现状
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斯特林动力转换技术在微型核装置中的应用分析
5
作者 游尔胜 张廷 +1 位作者 张友佳 袁德文 《科学技术创新》 2023年第9期58-62,共5页
斯特林循环是一种由两个等温过程和两个等容过程组成的概括性卡诺循环,具有理论上最高的动力转换效率,在空间电源、潜艇动力、太阳能发电、低温制冷等领域具有独特的应用优势。对比了百瓦级同位素-斯特林热电装置和千瓦级空间堆-斯特林... 斯特林循环是一种由两个等温过程和两个等容过程组成的概括性卡诺循环,具有理论上最高的动力转换效率,在空间电源、潜艇动力、太阳能发电、低温制冷等领域具有独特的应用优势。对比了百瓦级同位素-斯特林热电装置和千瓦级空间堆-斯特林电源系统的主要性能指标,对斯特林发电机的热力循环效率、关键技术瓶颈等进行了初步分析,可以为斯特林动力转换技术的工程应用和选型论证提供技术支撑。 展开更多
关键词 自由活塞斯特林发动机 斯特林循环 性能估算 应用分析
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直流蒸汽发生器稳态热工水力实验参数敏感性研究
6
作者 张廷 杜代全 +1 位作者 张文豪 卓文彬 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第11期2365-2374,共10页
建立了直流蒸汽发生器热工水力特性的实验回路,针对稳态工况下不同参数(一次侧平均温度、负荷、蒸汽压力和给水温度)对蒸汽温度的影响进行了参数敏感性实验研究。实验工况范围为:一次侧平均温度为282~307℃,负荷为20%FP~120%FP,蒸汽压力... 建立了直流蒸汽发生器热工水力特性的实验回路,针对稳态工况下不同参数(一次侧平均温度、负荷、蒸汽压力和给水温度)对蒸汽温度的影响进行了参数敏感性实验研究。实验工况范围为:一次侧平均温度为282~307℃,负荷为20%FP~120%FP,蒸汽压力为4.0~6.0 MPa,给水温度为40~160℃。实验结果表明:一次侧平均温度降低蒸汽温度随之降低,且越接近饱和温度,温度降幅越大。提高蒸汽压力,一次侧平均温度对蒸汽温度在接近饱和的区域影响更显著。低负荷(20%FP~60%FP)时蒸汽压力对蒸汽温度无影响,高负荷(60%FP~120%FP)时蒸汽温度随蒸汽压力提升而降低且降速不断增加。蒸汽温度随负荷的增加先缓慢增大后加速降低,存在最大蒸汽温度点。最大蒸汽温度点随蒸汽压力变大向下移动,对应负荷向左移动。随给水温度增大蒸汽温度降低,但降速很小。 展开更多
关键词 直流蒸汽发生器 热工水力 参数敏感性
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超临界二氧化碳冷却反应堆空泡反应性研究
7
作者 刘旻昀 崔容益 +3 位作者 赵星宇 韩文斌 黄善仿 黄彦平 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第9期1699-1705,共7页
由于二氧化碳本身的慢化能力较弱,因此超临界二氧化碳冷却反应堆通常具有较硬的能谱,在冷却剂丧失事故发生时容易出现由正反应性反馈引入的安全问题。本文针对超临界二氧化碳反应堆的能谱特点,提出了描述其中子循环过程的三因子公式,并... 由于二氧化碳本身的慢化能力较弱,因此超临界二氧化碳冷却反应堆通常具有较硬的能谱,在冷却剂丧失事故发生时容易出现由正反应性反馈引入的安全问题。本文针对超临界二氧化碳反应堆的能谱特点,提出了描述其中子循环过程的三因子公式,并将冷却剂丧失对反应性的影响拆分为能谱项和泄漏项,作为进一步研究的理论依据。基于蒙特卡罗模拟方法,对美国麻省理工大学提出的超临界二氧化碳冷却反应堆堆设计方案进行了建模计算和验证,分析了径向反射层、添加慢化材料的影响。研究结果表明:超临界二氧化碳反应堆的设计需要注重能谱的软化与合理的堆芯几何设计,通过分区设置慢化材料的方案可以展平通量、软化能谱,同时降低冷却剂丧失事故引入的反应性;以超临界二氧化碳作为反射层材料,可以通过增大冷却剂丧失事故时的泄漏率在保证中子经济性的同时实现较低的空泡反应性;在进行超临界二氧化碳反应堆设计时,需综合考虑空泡反应性随燃耗的变化,并可以通过优化燃料核素组成来降低空泡反应性。 展开更多
关键词 超临界二氧化碳反应堆 冷却剂丧失事故 空泡反应性 气冷快堆
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球形燃料元件热工水力特性研究
8
作者 李华 张友佳 +2 位作者 韩元吉 岳题 李云 《科技视界》 2021年第10期93-95,共3页
文章针对球床式水冷堆堆芯球形燃料元件的具体结构,计算得到了组件内燃料元件内部的温度分布、燃料元件表面温度和冷却剂的温度变化曲线,并采用不同的经验关系式进行对比分析。结果表明,由不同的经验关系式计算得到的燃料元件表面温度... 文章针对球床式水冷堆堆芯球形燃料元件的具体结构,计算得到了组件内燃料元件内部的温度分布、燃料元件表面温度和冷却剂的温度变化曲线,并采用不同的经验关系式进行对比分析。结果表明,由不同的经验关系式计算得到的燃料元件表面温度基本相同,表面温度值与冷却剂温度值差别很小;燃料元件中心温度和表面最高温度均远小于设计的限值;在该燃料元件结构下,可以保证反应堆的安全运行。 展开更多
关键词 球形燃料 温度分布 热工水力特性
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余热排出系统中的热管设计及传热性能研究 被引量：3
9
作者 段倩妮 王成龙 +4 位作者 张大林 秋穗正 苏光辉 田文喜 徐建军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第6期1000-1006,共7页
本文建立了单根热管的优化设计流程及其传热传质数学物理模型,考虑热管的工作环境,对用于核反应堆非能动余热排出系统中热管换热器的热管进行了完整的优化设计和传热特性分析。分析表明:复合型吸液芯热管满足余热排出系统的传热需求,其... 本文建立了单根热管的优化设计流程及其传热传质数学物理模型,考虑热管的工作环境,对用于核反应堆非能动余热排出系统中热管换热器的热管进行了完整的优化设计和传热特性分析。分析表明:复合型吸液芯热管满足余热排出系统的传热需求,其传热功率主要受热管毛细极限、沸腾极限及总热阻的影响。相同吸液芯厚度下,复合型吸液芯热管的毛细极限较单一丝网吸液芯热管的毛细极限提高100%~700%。改变热管的外径或吸液芯厚度,即蒸气腔直径减小,沸腾极限明显减小。当单根热管传热功率大于1 kW时,热管各段长度分别为0.4、0.2、0.4 m,外径为30 mm,吸液芯是厚度为2 mm的400目+50目复合型丝网结构。本文为高性能的热管换热器设计及传热特性分析提供了理论支撑。 展开更多
关键词 热管 换热器 优化设计 传热特性 非能动余热排出系统 复合型吸液芯
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系统工程方法论在核反应堆数字实验中的应用研究
10
作者 曾小康 黄彦平 +3 位作者 张利琴 郎雪梅 昝元峰 袁德文 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第3期177-182,共6页
核反应堆工程实验系统的复杂性一直是制约核反应堆工程实验技术攻关和创新的重要因素之一。为提升应对核反应堆工程实验系统复杂性的能力和手段,引入数字实验概念,目的是建立适用于核反应堆工程实验全生命周期的统一高效的业务执行环境... 核反应堆工程实验系统的复杂性一直是制约核反应堆工程实验技术攻关和创新的重要因素之一。为提升应对核反应堆工程实验系统复杂性的能力和手段,引入数字实验概念,目的是建立适用于核反应堆工程实验全生命周期的统一高效的业务执行环境。本文基于系统工程方法论详细阐述了数字实验平台的顶层架构,包括由V模型和业务场景图构成的业务流程架构,由数据模型化知识化逻辑图构成的实验基础架构,以及由业务层的业务管理系统、应用层的实验设计仿真环境系统、知识层的实验知识系统和资源层的基础功能系统构成的平台功能分层架构,并以"华龙一号"(ACP1000)二次侧非能动余热排出系统(PRS)实验系统为对象进行了应用验证。验证结果表明:上述的架构具有较强的可行性,可作为数字实验平台开发的整体逻辑框架。 展开更多
关键词 数字实验 系统工程 知识工程 体系架构
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超临界二氧化碳核能动力系统的兴起和发展 被引量：1
11
作者 黄彦平 刘旻昀 +9 位作者 卓文彬 叶绿 唐佳 陈尧兴 刘睿龙 刘秀婷 唐瑜 赵学斌 宫厚军 昝元锋 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第9期1665-1680,共16页
超临界二氧化碳(S-CO_(2))核能动力系统以S-CO_(2)为工质,通过直接或间接循环将核释热转换为电能或机械能。本文总结了国际上S-CO_(2)核能动力系统的概念初创、研究重启、协同创新3个历史阶段近60年的发展历程,分析了S-CO_(2)核能动力... 超临界二氧化碳(S-CO_(2))核能动力系统以S-CO_(2)为工质,通过直接或间接循环将核释热转换为电能或机械能。本文总结了国际上S-CO_(2)核能动力系统的概念初创、研究重启、协同创新3个历史阶段近60年的发展历程,分析了S-CO_(2)核能动力系统在核反应堆设计、材料工艺、热工流体力学、换热器、涡轮发电系统、系统运行、控制及安全策略等方面的研究现状,并提出了S-CO_(2)核能动力系统在基础研究和工程攻关中面临的技术挑战和攻关方向。目前,以中美为代表的能源强国已初步完成S-CO_(2)动力转换系统的实验室级测试,预计可在5~10年内实现中等规模工程示范甚至规模化应用。S-CO_(2)核能动力系统基本具备了走向工程的前提条件,有望引领先进核能技术变革。 展开更多
关键词 超临界二氧化碳 布雷顿循环 核反应堆 核能动力系统
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不同流道间隙下矩形通道临界热流密度的实验研究 被引量：6
12
作者 李勇 熊万玉 +1 位作者 闫晓 黄彦平 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第3期42-45,共4页
在氟利昂工质条件下，进行1-3mm间隙的矩形通道临界热流密度（CHF）的实验研究。研究发现，在1-3mm间隙的矩形通道内，随着压力的升高，CHF稍有下降；质量流速对CHF的影响呈非单调关系，在低含汽率区随着质量流速的增大，CHF增大；在高... 在氟利昂工质条件下，进行1-3mm间隙的矩形通道临界热流密度（CHF）的实验研究。研究发现，在1-3mm间隙的矩形通道内，随着压力的升高，CHF稍有下降；质量流速对CHF的影响呈非单调关系，在低含汽率区随着质量流速的增大，CHF增大；在高含汽率区，随着质量流速的增大，CHF减小；临界含汽量的增加导致CHF明显降低。综合分析表明，在本实验工况参数范围内，流道间隙范围为1-3mm的矩形通道在相同的工况参数条件下，其CHF基本不受流道间隙的影响。 展开更多
关键词 矩形通道 临界热流密度 流道间隙
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窄缝矩形通道单相流动及传热实验研究 被引量：7
13
作者 马建 黄彦平 刘晓钟 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第1期39-45,共7页
以垂直向上窄缝矩形通道内去离子水为流动介质,对单相等温流动及恒热流密度条件下的单相传热进行了实验研究。结果表明,窄缝矩形通道内的单相等温流动特性及单相传热特性并未偏离常规尺度通道内的相关规律,采用经典理论解或关系式能获... 以垂直向上窄缝矩形通道内去离子水为流动介质,对单相等温流动及恒热流密度条件下的单相传热进行了实验研究。结果表明,窄缝矩形通道内的单相等温流动特性及单相传热特性并未偏离常规尺度通道内的相关规律,采用经典理论解或关系式能获得较好的预测结果。 展开更多
关键词 窄缝矩形通道 单相 等温流动 传热
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圆球及椭球颗粒有序堆积多孔介质内强制对流换热实验研究 被引量：4
14
作者 杨剑 闫晓 +1 位作者 曾敏 王秋旺 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第S1期85-89,共5页
采用"瞬态单吹反问题研究方法"实验测定圆球及椭球颗粒有序堆积多孔介质内的流动阻力系数及颗粒与流体之间的表面对流换热系数。详细研究不同颗粒形状及堆积方式下多孔介质内的对流换热规律,结果表明:通过合理选择颗粒形状和... 采用"瞬态单吹反问题研究方法"实验测定圆球及椭球颗粒有序堆积多孔介质内的流动阻力系数及颗粒与流体之间的表面对流换热系数。详细研究不同颗粒形状及堆积方式下多孔介质内的对流换热规律,结果表明:通过合理选择颗粒形状和堆积方式,多孔介质内的综合换热效率显著提高,传统经验公式对颗粒有序堆积多孔介质内的对流换热不再适用。 展开更多
关键词 颗粒有序堆积 多孔介质 强制对流 实验研究
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简单通道内超临界水传热特性实验研究 被引量：3
15
作者 李永亮 曾小康 +3 位作者 黄志刚 闫晓 黄彦平 肖泽军 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第1期101-107,共7页
针对各国超临界水冷堆燃料组件设计方案,选取圆管、圆环形通道、方环形通道3种具有热工水力代表性的简单通道,开展超临界条件下水工质的传热特性实验研究。实验结果表明,热流密度、质量流速和压力3种热工参数对不同简单通道传热特性的... 针对各国超临界水冷堆燃料组件设计方案,选取圆管、圆环形通道、方环形通道3种具有热工水力代表性的简单通道,开展超临界条件下水工质的传热特性实验研究。实验结果表明,热流密度、质量流速和压力3种热工参数对不同简单通道传热特性的影响趋势基本一致;在相同质量流速和压力下,换热系数在靠近拟临界温度处存在峰值,且随热流密度的增大而减小;在相同热流密度和压力下,相同主流体焓处对应的换热系数随着质量流速增加而增加;压力对超临界水传热特性影响较弱,仅在拟临界区域内换热系数峰值稍有不同;实验中出现了拟临界区域的传热恶化现象,传热恶化发生时壁温出现局部峰值。 展开更多
关键词 超临界水 简单通道 传热 实验研究
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环形通道内液态金属钠沸腾两相传热特性实验研究 被引量：3
16
作者 仇子铖 兰治科 +3 位作者 秋穗正 谢旭 鲁晓东 孙都成 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第3期418-424,共7页
对环形通道内液态金属钠沸腾两相流动特性进行了实验研究。实验中,系统压力为3.6~110.0kPa,热流密度为11~600kW·m^(-2),流速为0.02~0.45m·s^(-1)。实验结果表明,液态金属钠沸腾传热系数与壁面热流密度和系统压力有强烈关系,... 对环形通道内液态金属钠沸腾两相流动特性进行了实验研究。实验中,系统压力为3.6~110.0kPa,热流密度为11~600kW·m^(-2),流速为0.02~0.45m·s^(-1)。实验结果表明,液态金属钠沸腾传热系数与壁面热流密度和系统压力有强烈关系,而与入口过冷度和质量流速无关。在本文实验数据基础上,拟合得到了计算液态金属钠沸腾两相传热系数的关系式,通过与各组实验数据间的比较,证明本文关系式适用于计算环形通道内液态金属钠沸腾两相传热系数。 展开更多
关键词 液态金属钠 环形通道 沸腾 传热系数
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摇摆条件下一体化反应堆模拟回路冷态流动特性研究 被引量：3
17
作者 宫厚军 杨星团 +1 位作者 黄彦平 姜胜耀 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第3期77-81,共5页
对一体化全功率自然循环反应堆实验回路进行冷态摇摆实验,并应用非惯性参考系流动模型进行理论分析。结果表明,摇摆引起回路各段流体波动,波动周期与摇摆周期相同,加热段内的流体没有通过上升段进入换热器,未形成类似自然循环的流动;冷... 对一体化全功率自然循环反应堆实验回路进行冷态摇摆实验,并应用非惯性参考系流动模型进行理论分析。结果表明,摇摆引起回路各段流体波动,波动周期与摇摆周期相同,加热段内的流体没有通过上升段进入换热器,未形成类似自然循环的流动;冷态摇摆时流量波动大小取决于回路结构、阻力大小、摇摆轴位置和摇摆角加速度,减小分流段长度能有效抑制波动;流量波动与摇摆角度间的相位差与回路的结构参数相关,其大小正比于摇摆频率,反比于回路阻力系数。 展开更多
关键词 摇摆 一体化反应堆 流动特性 相位差
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骨架发热多孔介质内单相水流动传热实验研究 被引量：2
18
作者 张震 闫晓 肖泽军 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第S1期1-4,共4页
针对骨架发热多孔介质内单相水流动阻力和传热特性开展了实验研究,拟合获得骨架发热多孔介质内热态流动阻力和对流换热关系式。实验参数范围是:雷诺数Re取127～394,表面热流密度12～62 kW/m2。实验结果表明:在本文研究的孔隙有效雷诺数... 针对骨架发热多孔介质内单相水流动阻力和传热特性开展了实验研究,拟合获得骨架发热多孔介质内热态流动阻力和对流换热关系式。实验参数范围是:雷诺数Re取127～394,表面热流密度12～62 kW/m2。实验结果表明:在本文研究的孔隙有效雷诺数范围内,惯性项阻力系数Rf受流动参数影响;基于骨架发热条件下获得的阻力关系式具有较好的扩展性,可以较好地预测骨架不发热条件下多种几何结构的多孔介质通道内单相水、单相蒸汽流动阻力;随着表面热流密度增大,对流换热系数不断降低;在相同热流密度条件下,随着质量流速的增大,对流换热系数也会随之增大。 展开更多
关键词 多孔介质 骨架发热 单相水 流动传热 实验研究
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田湾核电站全厂断电工况下应急补水系统设计 被引量：1
19
作者 王涛 唐明 +1 位作者 罗峰 韩伟 《科技创新与应用》 2017年第10期15-17,共3页
富岛核事故后,依据《通用技术要求》,确定了田湾核电站在全厂断电事故工况下堆芯及乏燃料水池应急冷却的补水流程,即采用在田湾核电站现有应急补水系统管路新增设置额外补水及取水接口,通过软管引至厂房外,利用移动式补水泵(或消防车)... 富岛核事故后,依据《通用技术要求》,确定了田湾核电站在全厂断电事故工况下堆芯及乏燃料水池应急冷却的补水流程,即采用在田湾核电站现有应急补水系统管路新增设置额外补水及取水接口,通过软管引至厂房外,利用移动式补水泵(或消防车)连接软管建立应急补水回路以满足在全厂断电情况下堆芯冷却、乏燃料水池冷却。针对一、二回路及乏燃料水池应急补水系统的补水参数进行了分析,详细设计了应急补水系统管路及补水泵的设计参数。应急补水系统考虑安全冗余,设置为2×100%安全系列,以保证其可用性;并对应急补水系统的补水实施措施及水源进行了分析,保证了水源的可用性。 展开更多
关键词 田湾核电站 全厂断电 应急补水系统 设计
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微液膜动力学特性与稳定性实验研究
20
作者 李华 张友佳 +1 位作者 张林 黄洪文 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第8期271-274,共4页
气-液两相流设备的性能受限于临界热流密度,开展流动微液膜动力学特性及其稳定性的相关研究是深入理解沸腾危机及临界热流密度机理的关键。采用光学玻璃制成的矩形通道作为实验段,使用微流量齿轮泵驱动去离子水,使其在实验通道入口处与... 气-液两相流设备的性能受限于临界热流密度,开展流动微液膜动力学特性及其稳定性的相关研究是深入理解沸腾危机及临界热流密度机理的关键。采用光学玻璃制成的矩形通道作为实验段,使用微流量齿轮泵驱动去离子水,使其在实验通道入口处与在其上部流动的压缩空气接触形成同向流动的分层流。利用共轭光学探测器对流动微液膜的厚度进行了测量,利用高速摄像机对气-液两相分层流波动特性进行了可视化观测。研究表明,在绝热情况下,当液速一定时,液膜的平均厚度随着气速增加而减小,当气速增加到某一阈值时会导致液膜破裂。 展开更多
关键词 共轭光学探测器 微液膜 动力学 稳定性
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