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。     

氦氙混合比例对堆内通道流动换热特性影响

为了研究氦氙混合比例对不同堆内通道的流动换热特性影响,本文通过对堆芯冷却剂通道进行几何、物理建模,利用STAR-CCM+对氦氙混合气体作冷却剂时的流动换热过程进行数值模拟,计算不同比例下的氦氙混合气体与燃料棒间流动换热的对流换热系数.结果表明:氦氙混合气体的物性会影响对流换热系数的变化趋势,在氦氙混合气体摩尔质量为15...     

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。     

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,加速使得靠近通道壁面附近流体速度变大,而靠近中心区域流体速度变小。此外湍流强度分量随流体加速而逐渐变小,随流体减速而逐渐增加。对于流向压力梯度驱动的周期性脉动流,横向脉动速度均方根分量u′滞后于流向脉动速度均方根分量v′,且二者都滞后于流速的变化;对于带定位格架的棒束通道,带有搅浑翼的定位格架强烈的交混作用极大地减小了流体加速度对棒束通道内速度分布和湍流强度带来的影响。实验结果有助于更加清晰地揭示脉动流在棒束通道中的作用机理。     

矩形通道速度边界层可视化实验研究

板状燃料组件结构紧凑、冷却剂通道狭窄,其边界层流场特性是决定矩形通道与常规通道内单相流动和传热特性存在差异的重要因素。本文采用粒子图像测速(PIV)技术,对间隙为2 mm和3 mm的矩形通道的速度边界层进行了可视化实验研究,分析了矩形通道边界层内速度分布、雷诺切应力等流场特性,探究了通道间隙对边界层的影响规律。实验结果表明,矩形通道的湍流边界层无量纲速度分布符合Spalding公式,在距离窄边壁面0.2～0.3 mm范围内存在雷诺切应力峰值区,随着雷诺数的增加,速度边界层的黏性底层逐渐减薄,对数律层占比增大,雷诺切应力峰值区向壁面方向靠近。减小矩形通道间隙,将会限制近壁面速度剖面的发展,使得近壁面速度梯度增大,湍流强度减小。     

摇摆条件下棒束通道流场特性研究

由于海洋条件下反应堆处于非稳态工况,会产生倾斜、摇摆、起伏等运动,这些运动将会在棒束通道中引入额外的惯性力场,对棒束通道中的流场会有额外的影响,因此有必要对摇摆条件下的棒束通道进行研究。本文基于粒子图像测速（PIV）技术开展了摇摆条件下节径比为1.326的棒束通道内流场分布特性研究。对比了相同流量条件下稳态工况与瞬态工况下流场分布差异,分析了同一加速度时棒束通道内不同位置的流场分布特征。实验结果表明：摇摆运动对棒束通道中部的影响较小,对通道两侧的影响较大。通道两侧的速度场呈现周期性波动,波形为反相。在流量较低的情况下会出现倒流现象,但定位格架此时对上游并未造成横向速度影响。研究表明摇摆运动引起的流场变化与脉动流引起的流场变化有较大差异,其中脉动流造成的速度场变化是均匀脉动的,而摇摆引起的速度场是在通道两侧呈现反相波动。     

燃料相关组件棒流致振动可视化实验研究

悬臂梁在反应堆系统当中是常见结构,悬臂组件棒在冷却剂轴向外流冲刷下会发生湍流激振现象,有害的振动将威胁到相关结构的完整性,而目前对大长径比组件棒在极小环隙下的流致振动特性缺乏有效的测量手段。为了解决对大长径比组件棒在极小环隙下的流致振动特性的测量问题,本文提出了可视化测量方法,使用了高速相机对悬臂梁轴向外流流致振动特性进行研究。通过外部施加单点激励单点拾振的方式,得到了相关组件棒的干模态参数,同时使用2台相机同步拍摄获得了组件棒的二维运动轨迹;实验结果表明:棒的自由端振动相较于固定端更剧烈;低流速时,棒的振幅随着流速增大而增大,振幅在0.2 mm以下,而高流速时,棒存在接触壁面的情况,使得棒振幅减小。     

窄矩形通道内Ledinegg不稳定性实验研究

为研究窄矩形通道Ledinegg不稳定性，分析影响系统Ledinegg不稳定性的主要因素，对窄矩形通道进行了一系列的实验研究和数学理论推导。实验表明：随热流密度的增加或系统压强的减小，窄矩形通道内部特征曲线负斜率区斜率变小。此斜率越小，系统发生不稳定的概率越大，且流量漂移的波动振幅越大；与常规通道不同，过冷度对窄矩形通道Ledinegg不稳定性的影响程度很小。在忽略窄矩形通道内的加速压降和重力压降，仅考虑摩擦压降的情况下，推导出窄矩形通道内部特征曲线的数学关系式，给出了系统达到稳定的数学条件。