燃料电池系统温度及空气化学计量比影响研究

研究了电堆入口冷却液温度、空气化学计量比对于燃料电池系统发电性能的影响。结果表明:在中高功率(57%以上)条件下,燃料电池系统效率与冷却液温度相关,随温度上升而上升,66℃以上保持不变,优化冷却液温度可以提升1.0%的系统效率。但在低功率(14%以下)条件下,温度的影响不显著。提升空气化学计量比降低了燃料电池系统发电效率,相比最高效率下降了3.8%,但提高了单体电压一致性,显著影响最低单体电压及最大单体电压均低差值。可依据最大单体电压均低差值判断最优空气化学计量比。

氢燃料电池绝缘特性及绝缘防护方案分析

氢燃料电池的绝缘值受冷却液电导率影响,在运行过程中绝缘值会持续下降直至导致发生绝缘故障。为降低绝缘故障发生频率,文章从绝缘要求及检测原理出发,讨论并分析了冷却液电导率对燃料电池绝缘的影响原理。通过实车静态测试及整车耐久数据采集等方式,对冷却液电导率与累积行驶里程关系、车辆绝缘值关系分别做了量化测试,进而提出了一种绝缘防护的方案,并在燃料电池示范运行车上进行实车运行验证。结果表明,绝缘防护方案可有效避免车辆运行中绝缘故障的发生。

燃料属性和冷却液温度对柴油机循环波动的影响

基于一台可满足国六b排放标准的11 L重型柴油机,采用纯柴油、体积比85%柴油+15%正丁醇和体积比70%柴油+30%正丁醇燃料研究了燃料属性和冷却液温度对柴油机循环波动的影响。结果表明,添加不同比例正丁醇对循环波动的影响并无明显规律,即燃料属性对循环波动的影响机理复杂并可能呈现随机性。冷却液温度升高,循环波动降低,这在低负荷时更加明显。低十六烷值燃料在低负荷时更宜采取较高的冷却液温度。

钠冷快堆堆芯熔融物射流碎裂特性理论研究

在钠冷快堆严重事故下,堆芯熔融物可能掉入冷却剂中并与液态金属钠相互作用,导致熔融物的碎裂及凝固,并在堆芯捕集器或下封头内重定位形成堆芯碎片床。熔融物的射流碎裂特性直接关乎堆芯碎片床的冷却及再临界行为。本文基于线性稳定性理论、运动学方程和交界面修正拉普拉斯定律,推导出考虑沸腾和凝固效应的熔融物射流表面不稳定性增长方程,建立了液态金属钠中熔融物射流碎裂模型,并提出了典型环境中熔融物射流碎裂准则。随后使用熔融物射流碎裂模型对COSA实验结果进行了对比分析。本研究结果将为钠冷快堆严重事故的评估论证提供可靠工具,对严重事故缓解措施的设计也具有重要的指导意义和参考价值。

熔融液柱与冷却剂作用中液柱碎化预测

液柱碎化是熔融物和冷却剂相互作用(FCI)粗混合阶段的关键物理现象,在安全分析时需建立液柱碎化模型。本文将实验验证和理论分析相结合,开展了高温熔融液柱与冷却剂相互作用实验;建立了不同沸腾条件下的液柱表面膜态沸腾模型和液柱表面不稳定波生长模型;再考虑不稳定波断裂和熔融物的脱离,构建起完整的熔融液柱水力学碎化模型。用该水力学碎化模型对不同沸腾条件下的熔融液柱碎化行为进行了预测。预测结果表明,实验得到的碎片中位直径和碎裂长度与模型预测结果符合较好,且能进一步应用于典型反应堆原型材料FCI实验的液柱碎化预测。

质子交换膜燃料电池用低电导率冷却液研究

质子交换膜燃料电池因环境污染小、能量密度高、利用效率高等优点被推广使用,冷却液作为燃料电池发动机冷却系统介质起到至关重要的作用。探讨了燃料电池的不同冷却方式,分析了主流的液体冷却用燃料电池低电导率冷却液现状、组成、性能要求及去离子器基本结构组成、吸附离子原理、发展现状等。以期对正确使用燃料电池冷却液起到指导作用,对制定燃料电池用低电导率冷却液标准和修订传统冷却液标准鉴定基础,对正确使用去离子器及了解去离子工作原理提供指导。

严重事故工况下大质量碎片床形成的实验研究

碎片床形成实验作为评估碎片床可冷却性、再熔化可能性以及冷却措施的前期输入条件,具有非常高的研究价值。本文进行了大质量碎片床形成实验研究,以氧化锆为工质开展了不同熔融物质量、射流直径、水池深度、水过冷度等因素组合条件下的实验。基于4组实验工况,获取了碎片床结构、碎片形态及尺寸分布、碎片床孔隙率等参数。结果表明:随着熔融物质量增加及水过冷度的减小,形成的碎片床中大尺寸碎片所占份额增加;在本实验装置条件下,碎片床平均孔隙率为0.345。本文结果可对碎片床的可冷却性及再熔化研究提供支持。

蒸汽温度对单滴锡熔融物蒸汽爆炸现象的影响

核电厂严重事故后,堆芯熔融物与冷却水相互作用(FCI)过程中可能会发生蒸汽爆炸现象。在单滴熔融锡与水相互作用实验中发现,随着熔融锡温度升高,蒸汽爆炸现象发生概率呈现先升高后降低的趋势。为研究蒸汽爆炸现象的触发原因,基于实验结果通过FLUENT软件建立了单滴熔融锡FCI数值模拟模型,分析了锡液滴周围气膜中的蒸汽温度对气膜稳定性的影响。数值模拟结果表明,气膜的We数随着锡液滴温度升高呈现复杂的波动状态,而气膜的稳定性与气膜的We数呈负相关性,当生成气膜的We数较高时蒸汽爆炸更容易发生。

燃油汽车发动机冷却液国家标准变更的解读

GB 29743.1-2022《机动车冷却液-第1部分:燃油汽车发动机冷却液》国家标准对发动机冷却液的术语和定义、分类及型号、理化性能、试验方法等进行了修订。标准于2022年12月29日正式发布,2023年7月1日起实施。该文对GB 29743.1-2022国家标准的主要变化进行解读。

一回路冷却剂注锌模型开发和验证

冷却剂注锌是降低腐蚀释放速率和堆外放射性水平的有效途径。本文基于腐蚀释放试验数据建立了冷却剂注锌对腐蚀释放的影响关系,基于PBR(Pilling-Bedworth Ratio)模型定量分析注锌对燃料污垢的影响,并为中广核自主污垢分析软件CAMPSIS开发了冷却剂注锌模型。根据注锌电厂的运行经验对注锌模型进行了初步验证,软件计算结果表明,注锌后冷却剂中58Co和60Co的放射性水平会先升高,但是随着注锌的持续放射性水平逐渐降低;分别在第1循环和第8循环开始注锌,主管道的剂量率会降低约30%。

润滑油行业在可再生氢全产业链的应用及展望

氢能是清洁高效的二次能源或能源载体。近年来由于政策推动和技术发展,氢能这一新兴产业开始迅猛发展,尤其是在“双碳”背景下可再生氢的技术路线成为全社会关注的行业新热点。新设备、新技术的出现,给润滑油行业带来新的机遇与挑战。文章从可再生氢制备出发,对氢能全产业链关键设备的润滑油液新需求进行系统梳理,总结了国产润滑油液产品在氢能领域业务拓展时面临的困难与挑战,探讨和展望润滑油行业在氢能领域的发展路径,旨在引导润滑油行业更好服务氢能产业,助力“双碳”进程。

吸热型碳氢燃料冷却模拟系统的建立

介绍了一套自行设计的燃料冷却模拟系统，该装置适用于模拟研究各种吸热型碳氢燃料在飞行器上不同冷却模式下的冷却特性， 为燃料将来在飞行器上的工程应用提供实验依据。仪器空白漏热标定结果表明其稳定性良好。在此装置上研究了吸热燃料在两种压力下的冷却情况， 实验发现在通燃料后， 反应管温度下降最低可达９０．６℃， 冷却效果较好； 随着外部热环境的变化， 反应管不同部位的吸热情况发生复杂变化， 尾部出现结焦； 燃料热沉测量值与文献值接近。

熔融金属液滴热细粒化过程研究

熔融液滴的细粒化是决定燃料与冷却剂相互作用破坏后果的关键过程,它决定最终的热能与动能的转化比,是预测事故后果的重要因素之一。然而目前对该过程中基于本身内能的热细粒化机理尚不清楚。本工作通过单个熔融金属液滴与水相互作用的实验,借助高速摄像系统对熔融液滴的热细粒化现象进行拍摄,观察发现熔融金属液滴与水的相互作用经历了若干次加速膨胀细粒化过程,测量到熔融液滴的细粒化时间为0.8 ms,两次细粒化的时间间隔为0.8 ms,细粒化加速膨胀时间仅为0.4 ms。根据实验观察和分析,提出了一种由熔融液滴与水接触面不稳定沸腾效应引起的热细粒化机理。

基于PSASP的核反应堆数学模型及其动态响应特性

根据核反应物理原理推导出了核反应堆数学模型,包括中子动力学模型、燃料和冷却剂温度模型2个部分。在PSASP环境下对核反应堆进行了建模和仿真计算。仿真结果表明,由于温度效应和中毒效应的存在,核反应堆对反应性阶跃扰动和冷线温度阶跃扰动有一定的自稳定性,该特性满足核反应堆在设计时的目标。今后可将上述模型与核电站其他部分模型在PSASP内整体封装,以便进行电力系统动态分析。

燃料电池电堆冷却液加热的实验研究

在-20和-10℃的环境仓内,对电堆进行不同初始温度、不同流量、不同加热功率和保温方法的实验研究。结果证明,冷却液的流量和电加热器的功率越大,电堆升温到0℃的时间就越短,在相同的条件下,当冷却液保温到0℃,电堆从-20和-10℃升温到0℃所需的时间分别缩短了264和185 s。在冰点以下的环境下,对燃料电池电堆而言,保温+电加热及停机吹扫方法是最有效、最快捷的低温起动方法。

一种钍基长寿命反应堆堆芯的物理设计

长寿命反应堆的设计要求主要是高燃耗深度和满功率自然循环能力,既要提高堆芯的转换比以获得最小的反应性随燃耗变动,又要充分考虑热工方面自然循环的要求,在一般基于铀钚燃料的长寿命反应堆设计中很难做到两全齐美。本文提出了一种基于乏燃料钚-钍燃料、铅铋合金冷却剂的长寿命堆设计方案,充分利用钍铀燃料在快中子条件下优越的核性能,完成了详细的概念设计并使用MCBurn程序分析其各项属性。

缓发中子计算燃料元件破损方法研究

当燃料元件发生破损时,裂变产物会释放到主冷却剂中,引起主冷却剂放射性水平增加。根据燃料元件破损的监测数据,采用一定的计算方法,计算燃料元件破损数目,可为核电厂处理元件破损事故、确保反应堆和人员安全提供重要依据。本文对缓发中子先驱核产生、释放、迁移和探测器响应等过程进行深入研究,并对每个过程建立了数学计算模型,形成了1套根据缓发中子监测数据来计算燃料元件破损数目的方法。该方法可适用于多数反应堆的燃料元件破损数目计算。

PWR-1000XL核蒸汽供应系统设计

国产化1000MW级压水堆核电站(PWR-1000XL)是中国核动力研究设计院拟向国内用户推荐的计划在“十五”后期开始建造的核电站方案之一。PWR-1000XL的设计寿命60年。核蒸汽供应系统的主要设计特点是:采用Performance+燃料组件,换料周期18个月;堆芯平均线功率密度165.2W/cm,堆芯热工裕量大于15%。堆顶结构一体化,设置RPV顶盖事故排气系统,无测温旁路系统;稳压器容积45m3,选用Δ75型蒸汽发生器和100D型主泵;采用破前漏技术,设置可燃气体控制系统;采用数字化仪表和控制系统。

秦山二期工程燃料组件LOCA和SSE下的事故分析

介绍了秦山二期工程燃料组件在 LOCA和 SSE同时发生的情况下，燃料组件与组件间、组件与围板间的撞击力计算方法和结果以及燃料组件各部分的应力分析和组件的稳定性分析。

快堆组件盒壁破损机理模型的建立与验证

快堆内发生超设计基准事故后,故障组件盒会发展到沸腾池,事故下一步的传播取决于池壁破损。文章采用机理建模方法,对3种主要盒壁破损机理建立模型,并在法国SCARABEE堆内实验中的BE+3和PV-A实验以及堆外GEYSER实验上进行了模型验证,模型计算结果与实验结果吻合较好。根据模型计算结果,对PV-A实验的池壁破损给予了合理解释,总结出快堆池壁破损的相关结论,并对堆内发生燃料-冷却剂相互作用(FCI)的可能性进行分析,给出了相关结论。