一回路自然循环优化研究

鉴于对提升反应堆的运行效率和安全性能的需求,本文建立了反应堆一回路自然循环计算模型,并运用混合多目标遗传算法对其进行优化设计,旨在减少压力容器的高度并提升自然循环冷却剂流量。研究结果显示,在追求压力容器高度最小化的方案中,总高度降低了19.21%,相应的冷却剂流量减少了9.64%;而在最大化冷却剂流量的方案中,压力容器总高度增加了12.25%,冷却剂流量得到了29.26%的显著提升。

动力电池包局部复式模组热均匀性分析

乘用车动力电池包的模组布置方式通常具有单层布置、复式布置和局部复式布置3种不同的形式。局部复式布置结合了其他两种方式的特点,应用较为广泛。然而,通过对电动汽车火灾事故的研究发现,采用局部复式布置的电池包在自燃事故中所占比例较高,这表明该布置方式可能会对电池模组的热均匀性产生不利影响。鉴于此,本文选取了一款采用局部复式布置的电动汽车电池包作为研究对象,建立了电池包三维数值模型,并通过实验数据与仿真结果进行比较,验证了模型的准确性。利用经验证的模型,通过数值计算方法分析了电池包在快充及3种放电速率下的模组温度分布特征,揭示了局部复式布置模组在这些工况下的热均匀性,尤其是局部复式模组中双层模组的温度差异比单层模组更大。此外,探讨了冷却液入口温度和流速分别对模组热均匀性的影响。研究发现:试图降低冷却液入口温度来改善模组热均匀性的效果有限;而增大冷却液入口流速只能在高放电速率工况下减小模组温度差异,在低放电速率工况下的影响不明显。本研究为局部复式模组的电池热管理系统开发和设计提供了有意义的参考。

废气再循环(EGR)冷却器的冷却液进水温度和流量对出气温度的影响

本文以商用车废气再循环(EGR)冷却器为研究对象,通过分析废气再循环冷却器的对流换热原理,结合其物性参数,建立冷却器的平壁导热模型,并用台架试验验证其出气温度的计算精度,以此探究冷却液进水温度和流量的变化对出气温度的影响。结果表明:废气再循环(EGR)冷却器的冷却液进水温度和出气温度具有相对稳定的关系,即冷却液进水温度每升高1℃,出气温度也升高约1℃;对于冷却液流量,当流量接近沸腾临界值时,冷却液流量对出气温度影响较大,冷却液流量每升高20L/min,出气温度降低约4~7℃,当流量大于临界值时,且随着流量的增加,对出气温度影响逐渐变小,冷却液流量每升高20L/min,出气温度仅降低0.4~0.9℃。

基于特征线法模拟全尺寸临界流实验喷放特性

为了获取冷却剂丧失事故喷放阶段热工水力参数峰值等关键数,本文使用一维两相流体动力学方程组对失水事故现象进行数值模拟研究。对于喷放物理过程中的强对流带来的非线性特性和耦合特性,使用特征线法对动量方程和能量方程解耦,进而实现控制方程组在瞬态下的离散求解。以Marviken临界流实验为例,同时使用基于特征线法的自编程序和系统分析程序RELAP5进行求解,通过数值模拟的结果和实验数据的对比验证了特征线法的有效性。此外还对喷管的几何尺寸、初始流体状态参数等对喷放特性的影响进行了计算,并给出了相应的变化规律。

高速电主轴温度分布及其影响因素

目的分析170SD30电主轴温度场分布情况,为提高主轴加工精度提供理论依据.方法建立电主轴数学模型及1/4三维几何模型,实验验证电主轴模型的可靠性.利用COMSOL软件模拟电主轴的温度分布,研究主轴转速、径向磨削力对电主轴温升的影响.结果电主轴的最高温度出现在后轴承处,温度为47.7℃;电主轴最低温度出现在冷却水水道处,温度为16.2℃;转子到定子间的空气温度迅速递减;在冷却液流量达到0.35 m3/h时,对比电主轴后轴承外表面处温度的实验数据与模拟数据,平均温差为0.25℃,误差为1.3%.结论轴承和转子处于高温区,由于轴承发热率大,而后轴承所处位置的结构不利于散热,导致后轴承温度最高;由于定、转子间隙的传热系数低,致使转子到定子的温度急剧降低;转速对后轴承温升影响最大,而磨削力对前轴承温升影响最大.

核主泵小流量工况下不稳定流动数值模拟

为研究小流量工况下核主泵驼峰现象,通过三维软件Pro/E对核主泵内部流道进行三维造型,基于雷诺时均N-S方程和k-ε湍流模型两方程及SIMPLEC算法,应用计算流体力学软件CFX对核主泵小流量工况进行了定常数值模拟和分析.结果表明:采用定常数值模拟,可以阐明小流量区域的不稳定驼峰现象.泵壳出口位于泵壳的中心,使得沿叶轮旋转方向的主流与出口处的液体发生摩擦和碰撞,造成能量损失,导致内部流场分布不均匀.核主泵对称性结构、叶轮叶片进口和出口复杂旋涡、导叶内复杂的回流以及泵的旋转失速与不稳定驼峰的形成都有密切的联系.核主泵在小流量下运行时,出现不稳定流动,严重时会引起泵的振动.

中国实验快堆压力和流量反应性效应测量实验研究

在中国实验快堆(CEFR)物理启动过程中,对CEFR压力反应性和流量反应性效应进行了测量研究,并进行初步的误差分析。实验中堆芯反应性测量分别使用周期法和逆动态法。实验结果表明:CEFR压力反应性为正反馈,主容器覆盖气体压力从5kPa升高至50kPa过程中引入约+20pcm反应性,升、降压力过程测量结果的相对偏差小于10%;CEFR流量反应性为负反馈,一回路泵转速从150r/min升高至989r/min过程中引入约-49pcm反应性,升、降流量过程测量结果的相对偏差小于10%。周期法和逆动态法的测量结果符合较好。初步误差分析的结果表明,实验结果的测量精度主要由冷却剂温度测量的精度决定。

堆芯冷却剂流量下降DNBR计算

四种事件可导致堆芯冷却剂流量下降。计算了这四种事件发生后堆芯内DNBR的分布,并从中找出最小DNBR。结果表明,冷却剂泵轴卡死事件的最小DNBR为最低,堆芯中部分燃料元件的最小DNBR低于限定值1.3。

两相临界流实验研究

针对核电站小破口失水事故,对锐边直管长径比L/D从1.01到25.61的5种破口型式进行了试验研究,其滞止压力从4.0MPa到22.0MPa,入口流体为饱和及过冷水,过冷度从0℃到60℃。采用均相热力学非平衡模型给出了临界流计算方法,根据试验数据给出了临界流压力比及热不平衡数与长径比L/D的关联式。所得临界流的预报值与试验结果符合良好,用于反应堆安全分析计算,可获得更精确的结果。

在中压回路上模拟小破口失水事故喷放阶段瞬态热工水力特性

在中压热工水力回路的喷放段上设计一定的破口面积,模拟小破口失水事故喷放进行了瞬态热工水力特性实验。本实验的工况参数范围为:压力 p=0.7～2.2MPa,过冷度△T_(sub)=50～120℃,质量流速 G=1750～2800kg/m^2·s,热流密度 q=0.3～1MW/m^2。通过实验,得出了系统压力、质量流速、壁温随喷放时间的变化关系曲线及系统压力、质量流速、初始过冷度、临界时间的相互影响关系曲线。

一种采用主回路精确流量校准核仪表系统方法的研究

核电厂核仪表系统功率量程中子注量率变化率是反应堆保护系统的重要参数,对该参数的计算校准,既可以保证在发生弹棒和落棒事故时正常执行停堆功能,又可以在寿期初和寿期末发生甩负荷至厂用电运行工况时避免停堆而影响核电厂的经济性。当前核电厂,核仪表系统功率量程中子注量率变化率引入的主回路平均温度信号和主泵转速信号进行校准。本文着重介绍一种采用精确的反应堆冷却剂系统主回路流量来校准中子注量率变化率的方法,对其进行研究与探讨,以达到提高功率量程中子注量率变化率的校准精度的目的。

主冷却剂流量连续变化调节反应堆功率可行性研究

通过建立主冷却剂流量连续变化调节反应堆功率仿真模型,引入二回路负荷变化,对核反应堆热工水力瞬态过程进行分析研究,并与控制棒调节功率方案进行对比。结果表明:在低功率运行工况下,通过连续改变主冷却剂流量能够实现反应堆功率的调节,并满足反应堆热工安全性和机动性的要求。

闭式热源塔性能试验分析

介绍一种闭式热源塔性能测试方法,并对单热型闭式热源塔进行变载冷剂流量、变环境温度和相对湿度、变载冷剂进口温度等工况测试。结果表明:随着载冷剂流量及环境相对湿度增大,热源塔的吸热量逐渐增大;环境温度(载冷剂进口温度)越低,吸热量越小。建议在应用闭式热源塔时,尽可能选择热物性较好的载冷剂,并合理增大载冷剂流量,以提高换热效率。

不同封严冷气流量下高压涡轮轴向轮缘密封非定常封严特性研究

高压涡轮轮缘密封特性会直接影响高压涡轮性能。本文采用经过实验数据验证的高精度数值方法研究了封严冷气流量对高压涡轮轴向轮缘密封非定常封严特性的影响。研究表明:盘腔封严效率随着封严冷气流量的增大呈现增加的趋势,但其提升率随封严冷气量进一步增加而减小;封严冷气出流会影响涡轮端壁处流场的不均匀性,其对封严间隙处涡轮周向静压力分布的不均匀性影响很大;转子的旋转使得导叶尾缘与动叶前缘的相对位置出现“脱离–交互”现象,从而导致燃气入侵区域发生对应的“分离–融合”。在封严间隙内,入侵燃气与封严冷气相互作用会形成燃气入侵涡(GIV)以及混合诱导涡(MIV),其径向位置、大小、强度和周向分布规律会直接影响高压涡轮轴向轮缘密封非定常封严特性影响。封严冷气流量通过影响MIV的径向位置和大小会影响封严间隙内的封严效率;封严冷气流量通过影响GIV在周向上的分布规律和强度从而影响封严间隙处端壁流场的周向不均匀性和燃气入侵的非定常过程。