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垂直上升矩形流道内气液两相流流型图的数值模拟 被引量:5
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作者 赵艳明 潘良明 张文志 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第3期254-259,共6页
两相流流型在分析换热、流动不稳定性以及临界热流密度方面具有基础性作用。本文基于VOF(Volume of Fluid)多相流模型,对垂直上升矩形流道内气液两相流动进行数值模拟,表观气速0.1~110m/s,表观液速0.1~3.2m/s。得到了流道内气液两相... 两相流流型在分析换热、流动不稳定性以及临界热流密度方面具有基础性作用。本文基于VOF(Volume of Fluid)多相流模型,对垂直上升矩形流道内气液两相流动进行数值模拟,表观气速0.1~110m/s,表观液速0.1~3.2m/s。得到了流道内气液两相流的主要流型:泡状流、弹状流、搅混流和环状流,分析了流道内截面含气率分布与流型的对应关系,以及截面含气率与气液两相流容积含气率的关系;分析了各种流型下的压降分布特性,并绘制了基于气液表观动能通量的不同流量下气液两相流的流型图,直观的表示出各种流型的分布区域及各流型间的流型转换边界,与已发表文献的实验结果对比符合较好。 展开更多
关键词 气液两相流 含气率 流型 VOF
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摇摆作用下矩形流道内单相流动与换热数值模拟 被引量:3
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作者 魏敬华 潘良明 +1 位作者 徐建军 黄彦平 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2011年第4期321-326,共6页
采用Fluent计算流体力学软件,通过修正动量方程考虑摇摆所造成的附加惯性力的影响,对摇摆竖直矩形窄流道内单相流动与换热过程进行了数值模拟。附加惯性力的影响通过用户自定义函数(UDF)在动量方程源项中实现。模拟结果显示,在摇摆作用... 采用Fluent计算流体力学软件,通过修正动量方程考虑摇摆所造成的附加惯性力的影响,对摇摆竖直矩形窄流道内单相流动与换热过程进行了数值模拟。附加惯性力的影响通过用户自定义函数(UDF)在动量方程源项中实现。模拟结果显示,在摇摆作用稳定后,流量和温度都会在静止值附近正弦波动,且波动周期和摇摆周期一致;流量和温度波动的极值都出现在系统从最大摇摆角度向平衡位置运动的过程中;摇摆、流量和温度波动三者之间存在相位差;摇摆周期减小和最大摇摆角度增加都会使波动幅度增加。模拟得到的结论与已发表文献结论相吻合。若将系统关于摇摆轴心对称布置,则可降低摇摆造成的参数波动。 展开更多
关键词 摇摆 单相流动 波动 动量源项 数值模拟 UDF
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清洁无排放的核能让祖国大地变得更美好
3
作者 潘良明 《大学科普》 2018年第1期44-46,共3页
原子核内蕴藏着巨大的能量:原子很小,其直径只有一亿分之一厘米左右,肉眼根本看不到.别看原子核小,他内部蕴藏的能量却不小.例如铀235的原子核内蕴藏着巨大的能量,通俗地比较:燃烧一公斤木柴能发1度电,燃烧一公斤煤能发3度电,燃烧一... 原子核内蕴藏着巨大的能量:原子很小,其直径只有一亿分之一厘米左右,肉眼根本看不到.别看原子核小,他内部蕴藏的能量却不小.例如铀235的原子核内蕴藏着巨大的能量,通俗地比较:燃烧一公斤木柴能发1度电,燃烧一公斤煤能发3度电,燃烧一公斤石油能发4度电,而1千克铀235完全裂变能发9百万度电. 展开更多
关键词 美好 大地 祖国 核能 原子核 能量 燃烧 内蕴
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基于多孔介质模型的快堆蒸汽发生器热工水力特性数值研究 被引量:6
4
作者 王弘扬 阮神辉 +4 位作者 文青龙 陈志强 丁雪友 朱丽娜 侯斌 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第5期51-55,共5页
蒸汽发生器(SG)作为钠冷快堆一次侧钠与二次侧水的热交换器,其可靠程度直接影响反应堆能否安全运行,因此对SG的一次侧热工水力特性的研究具有重要意义。本研究采用多孔介质模型,对快堆蒸汽发生器一次侧流场进行分析。通过对支撑板模型... 蒸汽发生器(SG)作为钠冷快堆一次侧钠与二次侧水的热交换器,其可靠程度直接影响反应堆能否安全运行,因此对SG的一次侧热工水力特性的研究具有重要意义。本研究采用多孔介质模型,对快堆蒸汽发生器一次侧流场进行分析。通过对支撑板模型的计算,获得多孔介质控制方程的阻力源项。一次侧向二次侧的释热量通过系统程序Relap5计算,确定多孔介质控制方程的能量源项。通过用户自定义程序将动量源项与能量源项编译至FLUENT求解器中。通过FLUENT求解器求解控制方程,获得SG一次侧流场、压力场、温度场等信息。并通过对比模拟结果与设计值,验证了计算的准确性。 展开更多
关键词 钠冷快堆 蒸汽发生器(SG) 数值模拟
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铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器热工水力特性数值研究 被引量:6
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作者 丁雪友 陈志强 +2 位作者 文青龙 阮神辉 乔鹏瑞 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第4期21-26,共6页
本研究以铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器(HOTSG)设计结构为研究对象,采用精细网格与多孔介质相结合的物理建模方法,通过一次侧三维湍流计算与二次侧用户自定义函数(UDF)分区传热计算相耦合的手段,在FLUENT求解器中开展了蒸汽发生器的热... 本研究以铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器(HOTSG)设计结构为研究对象,采用精细网格与多孔介质相结合的物理建模方法,通过一次侧三维湍流计算与二次侧用户自定义函数(UDF)分区传热计算相耦合的手段,在FLUENT求解器中开展了蒸汽发生器的热工水力特性数值分析研究。研究表明:铅铋入口附近的流量分配孔和腔室对应的直管段区域出现铅铋流速峰值,径向最大速度为0.431 m/s;入口腔室至管束区位置受到阻力突变的影响,压力、横流速度、轴向速度变化较大;热工参数变化符合流动与传热机理,临界热流密度(CHF)点附近一二次侧温差最大为109.61 K,此处最大热流密度为323.55 kW/m^(2)。该研究将为铅铋快堆HOTSG结构设计、流致振动及安全评价提供重要的参考。 展开更多
关键词 铅铋快堆 螺旋管直流蒸汽发生器(HOTSG) 数值分析 多孔介质 热工水力
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全厂断电事故工况下小型铅铋快堆余热排出能力评价 被引量:1
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作者 刘玉康 文青龙 +2 位作者 乔鹏瑞 侯斌 阮神辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第11期2028-2035,共8页
小型铅铋快堆的非能动余热排出系统(PRHRS)主要是为应对全厂断电(SBO)事故,但目前并不确定该PRHRS能否有效带走堆芯衰变热以保证堆芯安全,因此开展了数值分析研究评价PRHRS的余热排出能力。本文使用RELAP54.0程序开展了小型铅铋快堆SBO... 小型铅铋快堆的非能动余热排出系统(PRHRS)主要是为应对全厂断电(SBO)事故,但目前并不确定该PRHRS能否有效带走堆芯衰变热以保证堆芯安全,因此开展了数值分析研究评价PRHRS的余热排出能力。本文使用RELAP54.0程序开展了小型铅铋快堆SBO事故热工水力分析,首先进行稳态计算,之后将稳态结果作为初值进行瞬态计算。研究结果表明:在整个SBO事故中,包壳峰值温度最高为820 K,主容器与保护容器壁面最高温度分别为792 K和769 K,均未超过安全限值,表明此PRHRS可有效应对小型铅铋快堆SBO事故。本文研究可为小型铅铋快堆PRHRS的工程设计奠定技术基础。 展开更多
关键词 小型铅铋快堆 全厂断电 余热排出 RELAP54.0程序
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堆芯功率分布对CCTF试验再淹没现象影响的评价研究
7
作者 赵宁宁 袁红胜 +1 位作者 文青龙 阮神辉 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第6期58-64,共7页
以圆柱形堆芯试验装置(CCTF)为研究对象,采用轻水堆冷却系统事故工况的瞬态行为最佳估算程序(RELAP5)和自主化堆工设计与安全分析程序(LOCUST),开展堆芯功率分布对CCTF C2-SH2(Run54)试验工况再淹没现象影响的评价研究。研究表明:(1)计... 以圆柱形堆芯试验装置(CCTF)为研究对象,采用轻水堆冷却系统事故工况的瞬态行为最佳估算程序(RELAP5)和自主化堆工设计与安全分析程序(LOCUST),开展堆芯功率分布对CCTF C2-SH2(Run54)试验工况再淹没现象影响的评价研究。研究表明:(1)计算所得下降段压降、堆芯压降、堆芯出口蒸汽质量流量等计算结果与试验结果吻合较好;(2)对于堆芯1.015 m处平均通道包壳峰值温度的计算,RELAP5和LOCUST程序计算的包壳峰值温度分别为816 K和813 K,试验结果为898 K,计算值比试验值低约82 K,平均通道包壳温度最后稳定在400 K左右,计算结果与试验结果一致。因此,本研究结果表明LOCUST程序能够较好地对大破口失水事故(LBLOCA)中再淹没阶段的瞬态过程进行模拟。 展开更多
关键词 圆柱形堆芯试验装置(CCTF) RELAP5 LOCUST 再淹没 堆芯功率
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cosSyst程序对DOEL-2核电厂SGTR事故的分析能力研究
8
作者 杜强 文青龙 +1 位作者 王皓 阮神辉 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第1期151-158,共8页
本研究以DOEL-2核电厂为研究对象,采用cosSyst程序对蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故下的DOEL-2反应堆系统进行建模,将计算结果与电厂数据及RELAP5程序计算结果进行对比,评估cosSyst程序对SGTR事故预测的准确性。研究结果表明:cosSyst... 本研究以DOEL-2核电厂为研究对象,采用cosSyst程序对蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故下的DOEL-2反应堆系统进行建模,将计算结果与电厂数据及RELAP5程序计算结果进行对比,评估cosSyst程序对SGTR事故预测的准确性。研究结果表明:cosSyst程序能够较好地模拟反应堆SGTR事故进程,且一回路系统及蒸汽发生器二次侧的主要热工水力参数与电厂数据吻合较好,表明cosSyst程序对SGTR瞬态事故具有良好的预测和分析能力。 展开更多
关键词 DOEL-2核电厂 蒸汽发生器传热管破裂事故 cosSyst RELAP5
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