上海交通大学核科学与工程学院
- 作品数：782 被引量：1,488H指数：14
- 相关作者：顾汉洋杨燕华程旭俎建华徐济鋆更多>>
- 相关机构：中国人民解放军海军工程大学船舶与动力学院中国人民解放军海军工程大学船舶与动力学院核能科学与工程系清华大学核能与新能源技术研究院更多>>
- 发文基金：国家自然科学基金国家重点基础研究发展计划国家科技重大专项更多>>
- 相关领域：核科学技术金属学及工艺动力工程及工程热物理理学更多>>
- 基于主元分析法的核反应堆关键参数提取研究被引量：4
- 2019年
- 核反应堆拥有大量具有很强耦合性的系统过程变量,提取出这些独立变量并对其进行监控,将能有效地改善系统的监控性能。本文提出一种新的基于主元分析(PCA)的多变量统计过程监控方法,通过独立成分分析去除变量之间的相关性并构成了正常工况的特征空间,最后以核反应堆系统冷却剂丧失事故(LOCA)进行仿真验证,仿真结果表明本文提出的算法可行,能很好地提取该事故下的特征参数。
- 陈玉昇杨燕华杨燕华林萌
- 关键词：关键参数核反应堆
- 基于界面跟踪与两流体模型的耦合模型对金属液柱碎化的数值模拟被引量：2
- 2017年
- 针对熔融物与冷却剂相互作用(FCI)过程中多尺度相界面共存的复杂流型,将基于流体体积法(VOF)的界面跟踪模型与两流体模型耦合在一套统一的数值求解框架下,得到一个新的多相流数值模型,可以模拟大尺度界面流体与小尺度界面流体共存的复杂多相流过程。该模型中,对于动量场,流体根据界面尺度分为连续相和离散相。连续相界面通过VOF/PLIC方法进行捕捉,离散相表面积浓度分布通过表面积输运方程模拟。耦合模型的控制方程通过MCBA-SIMPLE算法求解。使用该模型对金属液柱的流动和碎化过程进行模拟,并与实验观测结果进行对比,同时还对液柱碎化速率模型和金属液滴初始直径的影响进行了探讨。结果表明:原液柱碎化模型对液柱贯穿深度有所高估;金属液滴初始直径的选择将对熔融物的冷却效率造成显著影响。
- 钟明君周月善林萌熊进标杨燕华
- 关键词：数值模拟多相流
- 压水堆条件下锌对奥氏体不锈钢腐蚀性能的影响被引量：10
- 2010年
- 模拟压水堆一回路冷却剂环境,对316和304奥氏体不锈钢在不加锌和加锌浓度为50ppb的315℃溶液中进行了两组500h腐蚀实验。结果表明,锌能有效地降低两种材料的均匀腐蚀速率,加锌后表面氧化膜厚度变薄,氧化膜形貌和成分也有明显改变,304不锈钢表面有大量针状腐蚀产物出现。
- 乔培鹏张乐福刘瑞芹姜苏青朱发文
- 关键词：压水堆氧化膜
- 气泡在液态铅铋金属中的运动特性及曳力系数模型研究
- 2024年
- 当铅铋快堆发生蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故后,一回路高温液态铅铋合金(Lead-Bismuth Eutectic,LBE)与二回路高压过冷水相互作用产生大量蒸汽,这些气泡在LBE的携带作用下可能进入堆芯,引起局部传热恶化和功率瞬变,严重影响反应堆的安全运行。掌握气泡在液态LBE中的运动特性及其动力学行为,开发适用于LBE中气泡迁移的曳力系数模型,是开展SGTR事故堆芯安全评估的基础。基于CLSVOF(Coupled Level-Set and Volume-Of-Fluid)方法建立了气泡在高温液态LBE中迁移运动的三维数值模型,通过分析气泡的运动轨迹、速度和粒径的变化规律,结合气泡受力平衡方程,获得了气泡曳力系数的模拟值。在此基础上,对比分析了现有曳力模型对LBE中气泡迁移的适用性,优选了最佳曳力系数模型并进行了进一步优化,优化后的模型对于液态LBE中气泡曳力系数的计算误差在15%之内。研究结果可为后续SGTR事故安全分析程序的开发提供理论支持。
- 罗皓天刘莉袁俊杰包睿祺田晓艳李达顾汉洋
- 关键词：SGTR事故气泡动力学曳力系数
- 基于SCWR堆芯结构的子通道程序开发与应用被引量：4
- 2011年
- 为能够对超临界水堆(SCWR)堆芯进行子通道分析,开发了新的子通道分析程序SABER。该程序在COBRA程序的基础上改进了网格结构和热传导模型,加入了新的边界条件和水物性模块,以适用于SCWR慢谱燃料组件的子通道分析。为评估程序的适用性,采用该程序对SCWR堆芯概念设计中的慢谱燃料组件进行子通道建模,并进行稳态计算。结果表明,该程序能够用于SCWR堆芯的子通道计算分析,并较好地解决了慢谱组件计算中慢化通道和冷却通道间的热耦合及逆向流动的模拟问题。
- 傅晟威许志红杨燕华
- 关键词：超临界水堆子通道分析
- 空间核反应堆电源系统方案的综合比较研究
- 随着深空探测的需求不断增加与提高,对空间电源技术的发展提出了新的挑战,目前空间电源主要有三种形式:太阳能电源,化学电源,核电源。其中空间核反应堆电源因为具有较高的功率密度、较长的使用寿命,以及不受空间应用外部条件影响等优...
- 侯捷名匡波汪彬
- 关键词：热电转换
- 文献传递
- 硅基HDEHP吸附剂对硝酸体系中Zr(Ⅳ)的吸附
- 2018年
- 以多孔二氧化硅聚合物颗粒为载体,采用真空灌注法合成了一种复合型硅基吸附剂HDEHP/SiO_2-P(二(2-乙基己基)磷酸酯,di-2-ethylhexylphosphoric acid,HDEHP),用于吸附硝酸体系中的Zr(Ⅳ)。通过扫描电子显微镜(SEM)、差热-热重分析(TG-DTA)等手段对吸附剂进行了表征。研究了硝酸体系下,吸附剂对Zr(Ⅳ)的吸附选择性以及时间、温度对吸附性能的影响。结果表明:该吸附剂在一定酸度范围内对Zr(Ⅳ)有良好的吸附选择性;吸附动力学符合准二级动力学模型,吸附平衡时间为15h;吸附等温线符合Langmuir吸附等温线模型;该吸附剂对Zr(Ⅳ)的吸附容量随温度升高而提高,298K时的吸附容量为0.456 mmol/g。HDEHP/SiO_2-P在吸附Zr(Ⅳ)后,用草酸溶液可以有效地将Zr(Ⅳ)解吸下来,解吸率达到98%,解吸的平衡时间在1h以内。
- 楼丽姗刘瑞芹韦悦周
- 关键词：HDEHP
- 压水堆条件下锌对690合金表面氧化膜的影响被引量：3
- 2012年
- 模拟压水堆一回路加锌水环境,对镍基690合金在加锌浓度为10μg/kg的320℃,15.20 MPa溶液中进行了1000 h的腐蚀试验。采用XPS深度分析法对试样氧化膜进行分析。结果表明,锌能有效地降低690合金的均匀腐蚀速率,加锌后氧化膜形貌和成分都有了明显改变,氧化膜厚度变薄。
- 王力张乐福石秀强
- 关键词：压水堆一回路
- 超临界水热力系统的稳定性的简化模型分析被引量：9
- 2009年
- 针对超临界水热力系统建立了简化模型,采用微扰动线性化及Laplace变换,对热力系统的非线性守恒方程进行线性化处理,建立了传递函数;用无量纲的次拟临界数和过拟临界数建立了稳定边界图;考察了一些重要参数对系统稳定性的影响。研究结果表明,系统在拟临界点附近存在不稳定区域;增大系统入口阻力或流体入口速度均有利于系统稳定,而增加加热段长度和重力加速度均不利于系统稳定。
- 薛爱军程旭
- 关键词：稳定性分析
- 形变及热处理对国产690合金晶间腐蚀性能影响被引量：5
- 2010年
- 采用电化学动电位再活化(EPR)法以及ASTM G28-A失重法研究了形变量及热处理工艺对核电厂蒸汽发生器传热管用国产镍基690合金晶间腐蚀性能影响。试样经过3%～10%的形变后,在1080℃、1100℃、1120℃温度加热10 min和15 min固溶处理,最后经715℃,10 h时效热处理。不同条件处理的试样室温下在0.5 mol/LH2SO4+0.01 mol/L KSCN溶液中进行了EPR扫描;经2%溴+98%甲醇溶液浸蚀后对690合金进行晶界形貌观察。结果表明,时效处理能显著改变晶间碳化物形态,改善690合金耐腐蚀性能;形变3%、1120℃保持10 min固溶处理的试样,形变5%、1100℃保持10 min固溶处理的试样以及形变5%、1120℃保持15 min固溶处理的试样在所测试的条件下再活化率和腐蚀速率较低。
- 乔培鹏张乐福徐雪莲蔡志刚马明娟
- 关键词：690合金时效热处理晶间腐蚀
