不同排列小间距双方柱涡激振动数值模拟研究

为研究不同排列下小间距双方柱涡激振动特性及其振动机理,在雷诺数为100时,对间距比为2、质量比为3的串列、错列和并列排列双方柱涡激振动进行数值模拟研究,分析了双柱在折合流速U_r=1～30下的响应振幅及频率特性,并得到振动柱体的升阻力系数,以了解其气动力系数的变化情况,探讨了不同排列下双柱尾流结构的变化情况。结果表明：串列及错列排列中,下游柱涡激振动振幅远大于单柱,上游柱振动受到抑制(θ=60°的双方柱排列情况除外)。并列排列中,双柱振动曲线几乎一致,其涡激振动振幅比单柱稍大。各排列双柱均发生尾流驰振现象,使其在U_r超出共振区时仍保持较高的振幅。不同排列的双柱阻力系数C_D(θ=30°的双柱排列下游柱除外)均在共振区内突增,在共振区外保持不变。在共振区内,双柱C_Lrms随U_r的变化情况与A^*的大小有关;在其余U_r范围内,双柱C_Lrms基本不变。串列双柱存在3种尾流模式,θ=30°双柱排列的尾流模式与串列双柱相似,但在...     

HTR-PM热气导管结构强度的分析与计算

500 MW高温气冷堆示范电站(HTR-PM)的反应堆压力容器与蒸汽发生器通过热气导管连接,热气导管是反应堆堆芯出口氦气导入蒸汽发生器的主要通道.热气导管是安全三级、抗震Ⅰ类部件,根据ASME规范,要求热气导管能在地震条件下保持结构的完整性.为验证热气导管在反应堆寿期内的安全可靠性,本文建立了热气导管有限元计算模型,计算了热气导管在绝热纤维压力、压力边界失压的压差、自重以及地震载荷等多种载荷作用下,内衬管、锥管与外管的应力分布状况.计算结果表明,热气导管各部分强度有较大裕度,可承受运行载荷、失压载荷以及地震载荷.     

重力驱动及重力注硼系统研究

重力驱动系统是非能动系统的主要类型,具有安全、经济、可靠性高等多项优点,发展潜力很大。本文对非能动系统和重力驱动系统的研究现状进行了综合分析。结合各国重力驱动系统的结构,探讨了各国设计研究的特点。介绍了重力注硼系统的结构,并与国外设计进行了对比分析,指出了重力注硼系统在结构设计上的突出优势及在非能动系统发展过程中的重要地位。     

低温堆上空腔破口失水后期的流动振荡实验研究

在５ＭＷ低温堆的模拟试验台架ＨＴＲＬ－５上对该低温堆上空腔破口失水事故进行了实验研究。重点研究了事故后期的流动振荡现象,揭示了振荡的发展过程和发生机理。经实验研究,给出了小破口失水闪蒸过程中回路内压力、温度、空泡份额、循环流量等重要参数的变化规律,同时表明了小破口失水过程中由于压力下降引起闪蒸产生大量气泡并引起自然循环流量的变化,这些变化又反过来对各参数产生影响,使循环流量的传热情况发生周期性变化     

NHR-200燃料组件进口阻力特性实验研究

在２００ＭＷ核供热堆水力学实验回路上完成了ＮＨＲ－２００燃料组件进口阻力特性实验研究。采用１：１的实验本体,模拟条件下为几何形状,雷诺数相同。     

高温多效蒸馏及在核能海水淡化方面的应用

作为安全和清洁的能源,核能大规模应用于海水淡化可以从能源和水安全两个方面有效缓解我国当前面临的严峻形势。清华大学目前正在研究与低温核供热堆耦合的多效蒸发海水淡化技术。作为选择方案之一,高温多效蒸馏海水淡化所需蒸汽参数恰好与核供热堆提供的蒸汽参数一致。因而清华大学在高温多效蒸馏海水淡化研究领域开展了实验和理论研究工作。本文介绍了高温多效蒸馏海水淡化技术的特点,发展情况及目前清华大学开展的有关实验研究的进展。     

控制棒可移动线圈电磁驱动机构极限承载能力实验研究

在清华大学核能与新能源技术研究院的反应堆控制棒可移动线圈电磁驱动机构实验台架上进行了反应堆控制棒可移动线圈电磁驱动机构极限承载能力实验.实验表明,静态极限载荷值随电流增大而呈线性增长;电流为5A时,极限载荷值最大为2276N;热态时,线圈极限载荷有明显下降,下降幅度为12%.动态极限推力随电流增长呈线性增长趋势,并且与运行速度有关.     

超临界CO2在螺旋管中的流动换热特性研究

超临界蒸发器应用到核电中,可大幅提高机组的热效率。超临界压力流体的热物性在准临界温度附近变化非常剧烈,会对其流动和换热产生很大的影响。研究超临界压力流体在螺旋管内的流动和换热规律,有利于对超临界螺旋管蒸发器的设计。本文采用RNG k-ε和SST k-ω模型对超临界CO₂在螺旋管中的流动换热情况进行了数值模拟,发现SST k-ω模型模拟结果与实验结果符合得更好。基于此模型,分析了不同进口质量流速及不同热流密度对管壁温和换热系数的影响,发现随着质量流速的减小、热流密度的增加,峰值向远离h_pc的一侧偏移。最后讨论并分析了周向壁温和换热系数的分布情况,发现壁温在φ＝315°处最高,需在实验操作或实际运行中加以监控,以保障螺旋管蒸发器的安全运行。     

自然循环中冷凝液滴自由表面识别的改进

自然循环过冷沸腾过程是第3代核电站非能动安全性的基础,该过程中冷凝液滴的传热计算对核电站的安全性具有重要意义。本研究采用移动粒子半隐式（MPS）方法对该过程进行模拟。为了对该过程中冷凝液滴传热传质界面的识别进行改进和优化,提出一种基于全局扫描的自由表面识别方案,将该方案以及其他3种典型的自由表面识别方案应用于冷凝液滴撞击液面问题。结果表明：采用粒子数密度法的自由表面识别方案、采用法向量扫描的自由表面识别方案和采用弧度法的自由表面识别方案皆因其方法本身的缺陷而无法精确地对液滴自由表面进行识别;而采用全局扫描的自由表面识别方案,能克服上述方法的缺陷,准确地对自由表面粒子进行识别,且其求解得到的压力场与物理实际最为接近。这种新型的基于全局扫描的自由表面识别方案为今后计算冷凝液滴交界面处传热传质问题打下了良好的基础。     

二维球流运动摩擦系数影响的数值模拟

为研究摩擦系数对球流运动的影响,参照二维堆芯球流运动实验台架,采用离散单元法对球流运动进行了数值模拟,并对从标记点产生的球流区域的均值流线、标准方差和平均停留时间等进行了比较和分析。结果表明：球的摩擦系数对球流流场影响不大;球的摩擦系数越大,水平方向扩散越小,流动越均匀;壁面摩擦系数对水平方向扩散影响不大;壁面摩擦系数越大,流动越不均匀。