高琅琅
- 作品数：8 被引量：11H指数：3
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- NHR-200燃料组件定位格架水力学模拟实验研究被引量：3
- 1998年
- 为了掌握２００ＭＷ核供热堆定位格架对燃料组件阻力系数的影响，采用１１的实验本体，模拟条件为几何形状，雷诺数相同，在ＨＲＨＴＬ－２００水力实验回路上完成本实验研究。描述了实验本体的设计及制作方法，研究了燃料组件进口节流孔板在开孔直径分别为７０ｍｍ，９０ｍｍ和１１０ｍｍ条件下，燃料组件及模拟定位格架的流动阻力特性。分析了定位格架对燃料组件阻力系数的影响。实验还研究了有、无定位格架时棒束机械振动对燃料组件阻力系数的影响。实验结果表明棒束机械振动对燃料组件阻力系数的影响可以忽略。研究结果可直接用于２００ＭＷ核供热堆的热工水力学设计。
- 姜胜耀张佑杰马进博金海高琅琅
- 关键词：核供热堆燃料组件定位格架
- 重力注硼系统压力响应特性实验研究被引量：4
- 2000年
- 为了研究200MW低温核供热堆重力注硼系统在不同初始条件下的压力响应特性 ,建造了重力注硼模拟系统 ,并根据实际注硼系统的热工水力特性 ,给出了模拟相似准则。实验中 ,主要研究了冷态及热态条件下系统初始压力、汽液相管道阻力特性、汽液联通方式、堆芯罐与注硼罐上空腔体积比对两罐汽空间压力平衡时间和注硼响应时间的影响。实验结果表明 ,在完全模拟实际系统上空腔体积比的情况下 ,热态压力平衡时间较冷态时稍长 ,约为3s ,注硼响应时间约为6s,上述各参数对响应特性影响都不大 ,故可证实该系统是可以实现安全停堆的。增加注硼罐上空腔体积后各参数对压力平衡时间的影响较增加前有所不同 。
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- 关键词：供热堆
- 200兆瓦核供热反应堆重力注硼系统实验研究
- 论文首次通过实验研究了重力注硼系统这一新型非能动专设安全设施的概念,这一概念在200MW核供热反应堆设计中已获得了应用.论文主要成果是:(1)通过理论分析,推导出实验系统模拟准则,确保模拟系统与实际系统具有相似的热工水力...
- 高琅琅
- 关键词：非能动安全
- 重力驱动及重力注硼系统研究被引量：3
- 2000年
- 重力驱动系统是非能动系统的主要类型 ,具有安全、经济、可靠性高等多项优点 ,发展潜力很大。本文对非能动系统和重力驱动系统的研究现状进行了综合分析。结合各国重力驱动系统的结构 ,探讨了各国设计研究的特点。介绍了重力注硼系统的结构 ,并与国外设计进行了对比分析 。
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- 关键词：核反应堆非能动系统
- NHR-200燃料组件进口阻力特性实验研究
- 1999年
- 在２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）水力学实验回路（ＨＲＨＴＬ－２００）上完成了ＮＨＲ－２００燃料组件进口阻力特性实验研究。采用１∶１的实验本体，模拟条件为几何形状、雷诺数相同。研究了燃料组件进口节流孔板不同开孔直径（５０ｍｍ～１１０ｍｍ）及孔板安装不同位置条件下，燃料组件的流动阻力特性，研究结果可直接用于２００ＭＷ核供热堆的热工水力学设计。
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- 关键词：燃料组件流动特性
- 200MW 核供热反应堆重力注硼系统模拟研究准则
- 1998年
- 描述了２００ＭＷ核供热反应堆（ＮＨＲ－２００）重力注硼系统启动时发生的各种热工水力学现象。推导了描述该系统动态特性的微分方程组。在此基础上提出了在缩小比例的实验系统上进行模拟实验研究时应遵循的模拟准则，即几何准则，联通准则，流动准则，汽化准则及冷凝准则。分析了各准则在注硼系统动态过程中的作用及相对重要性。给出了在几种简化条件下描述该重力注硼系统的微分方程组及模拟准则。此研究对建立重力注硼模拟研究系统，对分析该系统的热工、流动及工作特性，对ＮＨＲ－２００的安全都有重要意义。
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- 关键词：核供热堆核安全
- 200MW 核供热堆燃料组件阻力特性模拟实验被引量：1
- 1998年
- 实验研究在２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ２００）水力学实验回路（ＨＲＨＴＬ２００）上完成，采用１∶１的实验本体，模拟条件为几何形状和雷诺数相同。研究了燃料组件入口节流孔板不同开孔直径（５０～１１０）条件下，燃料组件，节流孔板，进、出口格板，棒束及出口段的流动阻力特性，研究结果可直接用于ＮＨＲ２００的热工水力学设计。
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- 关键词：核供热堆燃料组件流动特性
- 重力注硼系统压力响应特性实验研究
- 主要介绍200 MW低温核代热堆重力注硼系统热工水力学验证实验。从朋系统的热工水力特性出发，给出了模拟相似准则，保证了模拟实验系统与反应堆系统有相同或相似的热工过程。实验主要研究了冷态及热态条件下系统初始压力、汽相和液相...
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- 关键词：非能动安全
