周期力场下窄通道内汽泡滑移实验研究

为了探索海洋条件下的沸腾换热机理,完善海洋条件下两相流动模型,采用高速摄影设备对摇摆状态周期力场下矩形窄通道内的汽泡滑移进行了实验研究。实验结果表明,在摇摆运动的影响下,汽泡的滑移速度发生了周期性波动,波动的周期与摇摆运动周期基本一致;摇摆运动所引起的附加惯性力以及系统流量的波动对汽泡滑移速度波动影响不大,摇摆运动所引起的汽泡直径变化是影响汽泡滑移速度波动的主要原因。     

平面激光诱导荧光法硼浓度分布特性研究

针对高浓度硼酸溶液进入反应堆压力容器后的对堆芯安全性的影响,本文应用平面激光诱导荧光技术对压力容器环形下降段内流体混合过程进行了实验研究和理论分析。通过平面激光诱导荧光技术对流体混合过程及浓度场分布进行定量的可视化测量,采用标定法测量了不同流速下观测区域内浓度场分布状况。实验结果表明:当安注速度较大时,同一截面上浓度分布趋于均匀;质量力会引起硼溶液在竖直方向的扩散,造成安注口下方流道截面的混合程度相比于其他位置更好。     

海洋条件下反应堆热工水力特性研究进展

浮动核电站受海面风浪影响会产生多种运动形式,造成堆芯热工水力特性改变,威胁反应堆运行安全。针对我国浮动核电站的研发设计需求,对海洋条件下反应堆热工水力特性的国内外研究进展进行综述,重点关注了海洋条件下流动换热、汽泡行为、流动不稳定性与临界热流密度等方面的研究进展,并提出了未来研究中需重点关注的内容。     

海洋核动力平台堆舱非能动冷却特性研究

海洋核动力平台以输出电能和生产淡水为目标,为国家海洋能源战略提供保障。针对严重事故下海洋核动力平台堆舱安全性问题,在其堆舱非能动冷却系统(PCCS)方案的基础上,提出采用三维冷凝换热与一维自然循环流动换热耦合计算的方法,利用Fluent软件并结合UDF编程,建立堆舱含不凝结气体环境的蒸汽冷凝与舱外海水自然循环耦合换热模型,并分析失水事故(LOCA)条件下PCCS的热工水力行为特性。结果表明,PCCS能实现对喷放蒸汽的长期冷却,可有效降低LOCA后的堆舱温度与压力,为保障严重事故后的堆舱安全性提供可行措施。相关分析方法也可为开展海洋核动力平台PCCS分析设计提供指导。     

空间气冷反应堆堆芯流动换热数值仿真研究

以美国普罗米修斯计划反应堆为参考,建立了空间气冷反应堆堆芯结构的三维模型,利用蒙特卡罗方法计算得到了堆芯真实功率分布,并使用Star-CCM+软件开展了1/6堆芯的流动换热计算,分析得到了堆芯温度场、速度场和压力场的分布情况,评估了现有设计中仍待优化之处,并提出了相关的优化建议。计算结果表明,该反应堆设计可将冷却剂加热到工作温度,能满足基本的技术指标。但从优化角度考虑,需对堆芯入口段与出口段进行优化设计,通过改变入口管与压力容器间的角度等,可降低不必要的能量损失,提高堆芯出口温度与速度分布均匀性,同时降低冷却剂对诸如气轮机等设备的不利影响。     

脉动流下棒束通道内 流场与湍流特性的PIV实验研究

事故条件下路基核反应堆以及受到海洋条件附加惯性力影响的浮动核反应堆一回路冷却剂会处于非稳定流动状态,进而改变冷却剂的流动和传热特性,影响反应堆的安全运行.本文应用锁相粒子图像测速(PIV)以及折射率匹配技术分别对脉动流条件下有无定位格架棒束通道内瞬时速度进行了测量.实验结果表明:对于不带定位格架的棒束通道,加速使得靠近...     

摇摆运动对自然循环流动不稳定性的影响

分析研究了摇摆运动下的自然循环流动不稳定性和摇摆对不稳定性的类型以及不稳定性起始点的影响.结果表明,摇摆使流动不稳定性提前发生,改变了不稳定性的类型,摇摆引起的波动和密度波型脉动发生叠加.摇摆运动下自然循环存在两个稳定区域,在这两个区域中间包含着不稳定区域.     

关于人工智能在核能领域应用的若干思考

在新一轮全球人工智能浪潮下,核能行业逐步开启与人工智能发展融合的进程。本文针对人工智能与核能领域结合应用过程中产生的一些问题进行了探讨与思考。首先,明确人工智能在核能领域的应用优势,人工智能技术通过降低运行成本、提高发电效率、优化控制策略等方法使得核能的经济性与功能性得到了提高和增强。其次,掌握人工智能与核能融合的关键所在,利用大数据、云计算、物联网等关键支撑技术,根据核能领域应用场景和边界实现人工智能技术与核工程问题的最佳适配。然后,确定核能智能化过程中的人员主导问题,由核行业人员来主导实现人工智能与核工程问题的有效适配融合,进而推动核能智能化发展。最后,实现人们对核能智能化的认可和接受,分别从数据、算法、标准化、安全化和社会公众接受度等角度讨论如何构建核能智能化可信安全体系,让核行业人员与社会公众接受核能智能化。通过对核能智能化进程中若干问题的阐述,以期引起核行业人员以及社会公众的共同思考,促进人工智能与核能科学技术的跨领域深度交叉融合,进而实现人工智能对核能行业的深入赋能。     

沸腾传热数值模拟方法及多管耦合应用特性研究

针对直流蒸汽发生器（OTSG）中全流型沸腾传热及一、二次侧耦合换热等复杂物理现象,计算流体动力学（CFD）数值分析普遍面临计算难度大、计算效率低及不确定性大等问题。基于欧拉两流体多相流模型与临界热流密度（CHF）壁面沸腾模型,建立了管内全流型流动沸腾传热数值分析模型,并验证了模型的有效性。基于所验证的模型,开展了数值模型在多管耦合传热下的应用特性研究,明确了该数值模拟方法在多管耦合下的可靠性,并对温度与相分布计算结果对相间作用力模型的敏感性进行了数值分析。研究结果表明：基于欧拉两流体多相流模型与CHF壁面沸腾模型,能够较准确地预测管内水介质由过冷到过热的全流型流动沸腾传热过程,计算的“干涸”点位置及壁面峰值温度与实验值符合较好,最大误差小于10%;基于欧拉两流体多相流模型与CHF壁面沸腾模型的数值方法对多管耦合工况有较好的适用性,计算的二次侧温度与实验结果吻合良好;两相间曳力对壁面温度及空泡份额的计算结果有较明显的影响,但非曳力对壁面温度的影响较小,因此对于大规模工程应用计算,可在分析中不考虑部分相间非曳力的影响。本文研究结果可为OSTG的三维精细化数值分析的模型选择提供有益参考。     

棒束通道内温度场分布特性研究

可视化实验技术越来越多地被应用于核反应堆系统参数的测量,本文基于激光诱导荧光（LIF）技术的特点,介绍该技术的难点和解决方案,并对棒束通道定位格架下游稳态流和脉动流下温度分布进行了研究。结果显示,通过对系统光学特性和染色剂特性研究,可提高LIF技术的应用范围和测量精度。同时采用后处理技术,可获得更准确的温度场分布。通过对棒束通道定位格架下游全场温度进行测量,获得了稳态流和脉动流两种工况下温度的分布。定位格架能显著增强下游的流动搅混,提高换热能力。流速的波动也会对温度分布产生显著影响。研究表明,LIF技术可实现对棒束通道内流体温度分布的全场测量,根据温度分布特性研究可实现对定位格架性能的评价。