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AP1000非能动余热排出热交换器缩比C型管束二次侧传热模型实验研究 被引量：8
1
作者 张钰浩 陆道纲 +3 位作者 王忠毅 吴广皓 傅孝良 杨燕华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第10期1763-1770,共8页
建立了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)及内置换料水箱(IRWST)分离效应缩比实验系统,研究了PRHR HX排出堆芯余热过程中,单相自然对流阶段及两相池式沸腾阶段下的传热特性,并采用实验数据评价了传统经验关系式在预测PRHR HX缩比模型特殊... 建立了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)及内置换料水箱(IRWST)分离效应缩比实验系统,研究了PRHR HX排出堆芯余热过程中,单相自然对流阶段及两相池式沸腾阶段下的传热特性,并采用实验数据评价了传统经验关系式在预测PRHR HX缩比模型特殊C型传热管束时的适用性。实验结果表明,在PRHR HX余热排出过程中,IRWST内出现明显热分层现象。对于PRHR HX竖直管束自然对流、池式沸腾传热,传统经验关系式预测值均较为保守;对于下部水平管束,自然对流阶段推荐Churchill自然对流传热公式,池式沸腾阶段推荐Rohsenow经典池式沸腾传热公式;上部水平管束由于受到流体浮升、气泡扰动等因素的附加影响,在自然对流阶段及池式沸腾阶段的传热效果均优于下部水平管束。 展开更多
关键词 非能动余热排出热交换器 内置换料水箱 自然对流 池式沸腾 传热经验关系式
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基于缩比模型的非能动余热排出热交换器二次侧新装导流板效应实验研究 被引量：1
2
作者 陆道纲 张钰浩 +3 位作者 王忠毅 曹琼 傅孝良 杨燕华 《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2017年第2期167-172,共6页
为了减弱内置换料水箱(IRWST)在非能动余热排出热交换器(PRHR HX)余热排出过程中的热分层现象,建立了分离效应缩比实验台架,在PRHR HX二次侧管束区域新装不同数量的导流板,通过实验评价导流板设计方案对IRWST内温度分布、流动特性及PRHR... 为了减弱内置换料水箱(IRWST)在非能动余热排出热交换器(PRHR HX)余热排出过程中的热分层现象,建立了分离效应缩比实验台架,在PRHR HX二次侧管束区域新装不同数量的导流板,通过实验评价导流板设计方案对IRWST内温度分布、流动特性及PRHR HX传热效果的影响。结果表明:导流板设计方案能够有效改变水箱自然循环特性,提高水箱下部冷流体的利用率,从而降低IRWST内的热分层程度,4导流板、8导流板设计方案分别使IRWST内热分层程度降低了32.3%和37.3%;但导流板造成竖直管束间浮升流体最大流速降低,使得传热系数有所减小,工程应用中需综合考虑各类因素的影响,得到最优化设计方案。 展开更多
关键词 非能动余热排出热交换器 内置换料水箱 导流板 热分层 传热效果
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非等压条件下单相自然循环回路的比例分析 被引量：1
3
作者 邱志民 陆道纲 +5 位作者 丰立 刘丽芳 陈俊 王忠毅 孔晓宁 张钰浩 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第2期320-328,共9页
非能动安全设计是第三代核电技术AP1000的显著特点。在非LOCA事故工况下,非能动安全设计中的非能动余热排出系统(PRHRS)自然循环特性直接影响余热排出效果。本文进行了非能动自然循环整体回路一、二次侧热工水力学行为研究。对于上述特... 非能动安全设计是第三代核电技术AP1000的显著特点。在非LOCA事故工况下,非能动安全设计中的非能动余热排出系统(PRHRS)自然循环特性直接影响余热排出效果。本文进行了非能动自然循环整体回路一、二次侧热工水力学行为研究。对于上述特性的试验研究通常会在缩比的实验台架上进行,运行压力会低于原型压力以减小工程难度,这使得一些相似性分析中等物性条件难以得到满足。针对上述情况,本文对非能动余热排出系统单相自然循环回路进行非等压条件下的比例分析,通过一维单相自然循环系统控制方程无量纲化分析,获得相似性准则数。基于上述研究,得出以下结论:低压下模拟单相自然循环回路是可行的,其可行性可通过失真度来判断;回路中流体的密度、热膨胀系数对于模拟有重要影响,Richardson数在整体自然循环回路的模拟中最为重要,其失真度可以保持在可接受的范围内;通过对PRHR换热器一二次侧进行相似性分析,发现其一二次侧耦合传热特性对相似性准则数要求相对较为宽松。 展开更多
关键词 自然循环 比例分析 非等压条件 非能动余热排出系统(PRHRS)
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低衰变功率乏燃料棒喷淋冷却实验研究
4
作者 韩一丹 陈丽 +3 位作者 陆道纲 苏夏 王汉 段骁晗 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第10期1820-1826,共7页
本文基于超设计基准事故,建立1套乏燃料水池喷淋冷却实验装置,选用5×5电加热棒束模拟局部乏燃料组件,分析当乏燃料水池池水完全排空状况下,维持乏燃料包壳温度在300℃时所需的最小喷淋流量密度以及周围棒束对单棒的影响效果,并开... 本文基于超设计基准事故,建立1套乏燃料水池喷淋冷却实验装置,选用5×5电加热棒束模拟局部乏燃料组件,分析当乏燃料水池池水完全排空状况下,维持乏燃料包壳温度在300℃时所需的最小喷淋流量密度以及周围棒束对单棒的影响效果,并开展了低衰变功率下的喷淋冷却实验。结果表明:单棒加热功率小于25 W的加热棒束无需额外冷却操作,仍处于安全状态。分别采用流量密度2.393、2.950、3.876(m^3/h)/m^2进行喷淋冷却,可使单棒加热功率为100、125、150 W的加热棒束最高温度稳定在300℃左右。目标棒外围第1、2层棒束对其温度影响较大,第3层及其以外的加热棒束对目标棒的影响较弱。 展开更多
关键词 核安全 乏燃料水池 喷淋冷却 最小喷淋流量密度
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自然循环流量对倾斜向下弧形加热表面CHF值影响的实验研究 被引量：1
5
作者 陆道纲 靳愚 +3 位作者 王汉 高尚 张泽皓 刘少华 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第2期386-394,共9页
通过压力容器外部冷却实现的熔融物堆内滞留技术作为三代核电严重事故缓解措施被广泛研究,压力容器下封头外表面临界热流密度值是决定该技术能否成功的关键物理量。众多学者先后开展了探索实验比例尺度、循环方式和入口过冷度对临界热... 通过压力容器外部冷却实现的熔融物堆内滞留技术作为三代核电严重事故缓解措施被广泛研究,压力容器下封头外表面临界热流密度值是决定该技术能否成功的关键物理量。众多学者先后开展了探索实验比例尺度、循环方式和入口过冷度对临界热流密度值影响的实验研究,也有学者利用强迫循环代替自然循环探索流量对临界热流密度值的影响,但目前鲜有在自然循环条件下研究流量影响临界热流密度值的实验。针对该问题,本实验采用二维切片试验段研究了自然循环流量对倾斜向下弧形加热表面临界热流密度值的影响。实验中通过改变台架自然循环高度和入口过冷度获得不同自然循环流量下的临界热流密度值。结果表明:自然循环实验中流量受到入口过冷度和循环高度的双重影响,在同一循环高度下,临界热流密度值随循环流量增大而增大。而在不同循环高度间,临界热流密度值随自然循环流量的变化规律不明显,值得深入研究;在其他条件相近的情况下,自然循环得到的临界热流密度值比强迫循环低15%左右。 展开更多
关键词 熔融物堆内滞留 自然循环流量 临界热流密度
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移动粒子半隐式方法用于熔池内流动与换热行为模拟的适用性研究
6
作者 王子健 隋丹婷 +3 位作者 张珺 陆道纲 王莺旭 余金源 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2024年第6期1226-1238,共13页
将堆芯熔融物滞留在压力容器内部是严重事故重要的缓解措施之一,但是保证该措施有效的前提是准确计算熔池内含有内热源的熔融物的分布和流动,并基于该结果评价压力容器结构的完整性。本文对传统的MPS方法进行改进,增加了粒子间的传热计... 将堆芯熔融物滞留在压力容器内部是严重事故重要的缓解措施之一,但是保证该措施有效的前提是准确计算熔池内含有内热源的熔融物的分布和流动,并基于该结果评价压力容器结构的完整性。本文对传统的MPS方法进行改进,增加了粒子间的传热计算部分,探究了定温壁面处粒子在权函数中的权重。基于方腔导热基准题和方腔对流换热基准题,验证了MPS对于导热现象的最大误差为1.5%,确定了定温壁面处粒子在权函数中的权重因子是流体域内部粒子的4倍。针对COPRA实验进行模拟,MPS计算平均误差为3%,验证了带内热源的熔池模型模拟结果的准确性。为MPS方法在反应堆熔池中与熔融物相关的流动及传热问题的数值模拟研究提供支持。 展开更多
关键词 移动粒子半隐式方法 严重事故 自然对流
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湿度对矩形窄通道内细颗粒热泳沉积的影响 被引量：4
7
作者 周涛 杨旭 +2 位作者 林达平 樊昱楠 汝小龙 《上海交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第5期718-724,共7页
通过建立考虑空气含湿量影响的矩形窄通道模型,利用Fortran软件编程及Fluent软件模拟,研究了矩形窄通道内细颗粒的热泳沉积情况,提出了一种利用Fluent软件计算矩形窄通道内热泳沉积率的方法,并与Fortran编程的计算结果进行比较.结果表明... 通过建立考虑空气含湿量影响的矩形窄通道模型,利用Fortran软件编程及Fluent软件模拟,研究了矩形窄通道内细颗粒的热泳沉积情况,提出了一种利用Fluent软件计算矩形窄通道内热泳沉积率的方法,并与Fortran编程的计算结果进行比较.结果表明,随着空气含湿量增大,热泳沉积率增加;在空气含湿量相同的条件下,热泳沉积率随着颗粒直径减小而增大,随着管道内压力增加而减少,随着温度梯度增大而增加;此外,不同粒子的热物性不同,导致其热泳沉积率不同;所提出的计算方法虽能够反映热泳沉积率随空气含湿量、颗粒直径和压力变化的规律,但其计算结果偏小,可采取增大管道内空气含湿量及减小管道内压力的措施来提高细颗粒的热泳沉积率. 展开更多
关键词 气溶胶 热泳 含湿量 窄矩形 多相流
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一回路一台泵停运-单环路余热排出工况下CEFR钠池三维瞬态热工特性数值模拟 被引量：1
8
作者 赵海琦 陆道纲 +4 位作者 殷晶 梁江涛 杨军 郭忠孝 张钰浩 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第6期1277-1284,共8页
一回路一台泵停运-单环路余热排出是池式钠冷快堆的设计基准事故之一,有必要对该工况下钠池内的热工特性进行分析。由于钠池整体尺寸大,难以开展实验研究,通常采用数值模拟的方法进行研究。因此,本研究基于计算流体动力学(CFD)方法,开... 一回路一台泵停运-单环路余热排出是池式钠冷快堆的设计基准事故之一,有必要对该工况下钠池内的热工特性进行分析。由于钠池整体尺寸大,难以开展实验研究,通常采用数值模拟的方法进行研究。因此,本研究基于计算流体动力学(CFD)方法,开展了该工况下CEFR钠池三维瞬态数值模拟,得到在一回路泵惰转、返流和非对称余热排出作用下钠池内三维瞬态流动、温度分布以及堆芯出口温度、中间热交换器(IHX)进出口温度等关键参数。计算结果表明,故障环路中泵、IHX存在返流现象。在900 s内,堆芯出口温度降至394.9℃。正常环路IHX出口温度在400 s左右达到最大值360.5℃,随后逐渐降低。故障环路IHX出口温度先下降后上升,900 s时接近364.3℃。具有余热排出的环路具有事故缓解能力,钠池整体温度没有明显升高。研究结果能够为一回路一台泵停运-单环路余热排出事故下池式钠冷快堆安全分析提供参考。 展开更多
关键词 中国实验快堆(CEFR) 一回路一台泵停运 单环路余热排出 三维数值模拟
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基于缩比模型的AP1000自动泄压系统泄压工况下内置换料水箱过冷水流动特性实验研究 被引量：1
9
作者 吴广皓 陆道纲 +3 位作者 王忠毅 张钰浩 傅孝良 杨燕华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第2期160-164,共5页
以AP1000为原型,搭建整体缩比实验台架,模拟内置换料水箱(IRWST)中自动泄压系统(ADS)泄压工况下,高温高压蒸汽在水下的喷放、冷凝过程,主要利用热电偶点阵、粒子图像测速(PIV)等技术监测喷洒器附近蒸汽喷放过程中的行为以及池内三维温... 以AP1000为原型,搭建整体缩比实验台架,模拟内置换料水箱(IRWST)中自动泄压系统(ADS)泄压工况下,高温高压蒸汽在水下的喷放、冷凝过程,主要利用热电偶点阵、粒子图像测速(PIV)等技术监测喷洒器附近蒸汽喷放过程中的行为以及池内三维温度场、速度场分布。通过对喷放情况下内置换料水箱内过冷水的热分层及自然循环现象的研究,提出优化方案,从而提高内置换料水箱中水的利用率。 展开更多
关键词 内置换料水箱 自动泄压系统 喷洒器 热分层 优化设计
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