王明军
- 作品数：26 被引量：51H指数：4
- 供职机构：西安交通大学能源与动力工程学院更多>>
- 发文基金：国家自然科学基金中国博士后科学基金国家科技重大专项更多>>
- 相关领域：核科学技术电气工程更多>>
- VVER核电机组热腿权重平均温度修正方法研究
- 2024年
- 针对VVER核电机组一回路热平衡功率计算偏差较大的问题,基于堆内构件三维数值模拟,开展热腿平均温度修正方法研究。提出以特定温度范围内的质量流量份额为权重系数,分析多种运行工况下权重系数的变化规律,建立了一套简化的热腿权重平均温度修正方法,结果表明热腿温度的计算值与机组实际运行时监测的热电阻测量值符合较好。所提出的修正方法有效、可靠,提高了热腿平均温度的准确性,改善了一回路热平衡功率计算偏差。
- 汪安平陈静王明军
- 核电厂“死管段”现象CFD研究被引量：1
- 2020年
- 为研究核电厂"死管段"现象的产生机理,以指导工程上制定解决方案,使用计算流体力学(CFD)方法,采用封闭空间蒸发冷凝模型和Mixture多相流模型,通过求解可压缩控制方程探究死管段内自然对流及两相分布特性。与实验结果对比表明,本研究计算结果与实验结果基本一致;靠近阀瓣上部区域会出现局部的高温,在垂直方向上,温度会呈现较为明显的热分层现象;在加热过程中空泡份额及压力变化趋势基本一致,初始增长较快,最后趋于定值;腐蚀严重区域主要位于蒸汽含量较高、温度较高的区域,尤其是在气液交界面处,具有明显的腐蚀痕迹。
- 陈冲王明军田文喜章静秋穗正苏光辉
- 关键词：自然对流
- 核动力蒸汽发生器三维热工水力分析程序STAF的发展与应用
- 2022年
- 蒸汽发生器(SG)作为核动力系统一、二次侧能量转换枢纽,保证其安全运行至关重要。为对标国外先进SG三维热工水力分析程序,西安交通大学核反应堆热工水力团队(NuTHeL)基于多孔介质方法和漂移流模型自主开发了SG三维热工分析程序——STAF系列。初始程序STAF1.0将SG一次侧简化为一维流动,与采用多孔介质模型的二次侧实现耦合换热。为实现蒸汽发生器一、二次侧全三维高精度耦合分析,团队基于局部精细化建模结合重叠网格方法,进一步开发了一、二次侧全三维耦合瞬态分析程序STAF-CT(STAF2.0)。近些年,团队基于开源CFD平台OpenFOAM开发了STAF3.0版本,在原有计算功能基础上实现了并行计算,大幅提高了计算效率。本文详细介绍STAF系列程序数学物理模型、开发验证过程,并重点介绍STAF系列程序在核工程领域典型应用,包括SG三维稳态及瞬态热工水力特性分析、带轴流式预热器强化换热、堵管运行、二次侧^(16)N迁移、腐蚀沉积和海洋条件下SG热工水力响应特性等。
- 田文喜王明军曾春杰秋穗正苏光辉
- 关键词：蒸汽发生器多孔介质CFD
- 蒸汽发生器全尺寸汽水分离装置模型开发
- 2022年
- 汽水分离装置是核动力系统蒸汽发生器(SG)重要组成部分。目前针对汽水分离装置的研究包含试验与模拟两种方法,受限于成本和计算资源,现有研究主要是对汽水分离装置中单一旋叶式分离器或波形板干燥器开展。但在SG不同位置处分离器或干燥器入口参数不相同,存在负荷不均问题。为此,本研究基于已有分离器和干燥器分离效率计算模型,对汽水分离装置适当简化,开发SG全尺寸汽水分离装置模型。研究SG中不同位置处分离器和干燥器分离效率分布特性以及干燥器液滴负荷不均情况。计算结果可为SG汽水分离装置设计提供参考,开发的汽水分离模型已植入自主化SG全流域热工水力计算分析程序STAF。
- 曾春杰王明军田文喜秋穗正苏光辉
- 关键词：蒸汽发生器多孔介质
- 高温气冷堆螺旋管蒸汽发生器热工水力特性研究被引量：1
- 2022年
- 高温气冷堆螺旋管蒸汽发生器结构复杂,运行工况严苛,为实现对高温气冷堆蒸汽发生器运行特性的快速预测,获得其正常运行及典型瞬态工况下的热工水力特性,本文建立了一套完善准确的螺旋管蒸汽发生器管壳两侧流动换热模型,开发了适用范围较广的蒸汽发生器系统热工水力分析程序STAGS;基于THTR-300反应堆蒸汽发生器验证了STAGS程序准确性和可靠性;以球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)为对象,开展了螺旋管蒸汽发生器满负荷工况下系统运行特性分析,获得了关键热工水力参数沿螺旋管分布以及管壳侧流体流量对蒸汽发生器运行影响规律,进而研究了管壳侧入口参数受扰动时蒸汽发生器关键热工参数响应特性。结果表明:管侧换热系数最大值受管侧流体流量影响较大,管侧流量增加10%时,管侧对流换热系数最大值增加约5149.3 W/(m^(2)·K);壳侧入口氦气热工水力参数的变化对蒸汽发生器的换热功率影响较为剧烈,壳侧流量突降10%以及入口温度突增20 K时分别导致蒸汽发生器换热功率降低968 kW和上升664 kW。
- 王明军孙金象章静田文喜秋穗正苏光辉
- 关键词：高温气冷堆热工水力分析系统程序
- 螺旋管蒸汽发生器三维热工水力程序HeTAF开发
- 2022年
- 针对核动力系统螺旋管蒸汽发生器,本文采用多孔介质方法对具有复杂换热组件区域多层螺旋套管结构进行简化,构建了壳侧工质流动换热特性数学物理模型,并基于均相流假设建立了管侧水-水蒸气两相流动沸腾换热特性分析模型,采用网格-节点映射方法实现了管壳两侧耦合传热计算,基于开源OpenFOAM平台开发了适用于螺旋管蒸汽发生器的三维全尺寸热工水力特性分析程序HeTAF。基于螺旋管两相流动沸腾换热实验开展了模型验证,并以高温气冷堆示范工程中螺旋管直流式蒸汽发生器为分析对象开展了单换热组件模拟,获得的氦气和蒸汽出口温度计算结果与设计值符合较好,表明HeTAF能有效预测换热组件内管壳两侧流动换热特性。本文的研究对螺旋管蒸汽发生器的设计和安全分析具有参考意义。
- 刘凯王明军章静田文喜秋穗正苏光辉
- 关键词：计算流体力学OPENFOAM
- 恰希玛核电厂压力容器各关键部位在PTS瞬态下的温度场研究被引量：6
- 2016年
- 承压热冲击现象在核电厂延寿评估中应被重点关注。本文针对恰希玛核电厂1号机组的压力容器及堆内构件建立了完整的CFD模型,计算了正常工况下压力容器内冷却剂的速度场和温度场分布,计算结果与试验结果符合良好。本文详细研究了蒸汽发生器传热管破裂事故工况下压力容器接管及下降段中冷却剂的热工水力特性,并将计算结果与RELAP5计算结果进行对比,结果表明二者符合良好。本文研究可为反应堆压力容器老化管理评估的计算分析工作提供重要参考。
- 左巧林秋穗正王明军
- 主给水管道破口尺寸对CPR1000二次侧非能动应急热阱事故缓解能力影响研究被引量：1
- 2012年
- 在主给水管道破裂事故下,针对不同破口面积,利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路和二次侧非能动应急热阱的主要热工水力参数瞬态特性进行分析计算,验证采用CPR1000二次侧非能动应急热阱对事故的缓解能力和不同破口面积对主要参数的影响。结果表明:CPR1000在发生主给水管道破裂事故后,二次侧非能动应急热阱可及时向蒸汽发生器补水,同时导出堆芯余热,保证反应堆处于安全状态,随着破口面积的增大,初始时刻一回路压力和温度升高更快,随着二次侧非能动应急热阱的投入,压力和温度又迅速降低,说明CPR1000二次侧非能动应急热阱在文中所研究的破口面积范围内可非常有效地缓解事故。
- 王明军张亚培田文喜苏光辉秋穗正
- 关键词：CPR1000
- 核热推进反应堆燃料元件热工应力安全分析
- 2024年
- 核热推进采用的超高温气冷堆堆芯长期运行在高热流密度、大功率梯度、大温差、高速冷却剂冲刷的严苛服役条件下,其内部的六棱柱型燃料元件可能发生应力集中导致引发结构失效风险,影响核反应堆燃料元件的运行安全性能。为探索核热推进燃料元件的热工应力行为规律及热工安全边界,以火箭飞行用核引擎(nuclear engine for rocket vehicle applications,NERVA)型核热推进反应堆为对象,选取反应堆内部密排燃料组件基本单元,建立对称模型,针对堆内(U,Zr)C石墨基复合燃料元件开展高温高流速氢气推进模式下的流-热-应力行为研究,评估燃料元件的高温熔化与断裂失效风险。研究结果表明:核热推进反应堆运行工况下,燃料元件受自身冷却剂通道排布方式与连接管元件冷却作用影响导致内部热流分配不均;径向大温差带来的热膨胀差异在轴向上积累是引发燃料元件结构断裂失效的主要原因;综合分析燃料元件内部的温度-应力场分布情况与影响因素,可为核热推进系统的运行安全设计提供优化思路与参考依据。
- 周之帆章静巫英伟贺亚男郭凯伦王明军苏光辉秋穗正田文喜
- 关键词：燃料元件流固耦合
- 数值堆热工流体程序CVR-PACA验证及典型应用被引量：1
- 2021年
- 谱元方法是一种高精度的数值计算方法,采用该方法开发了数值堆高精度热工水力并行CFD计算程序CVR-PACA。应用CVR-PACA对单棒光棒通道湍流流场、3×3光棒棒束湍流流场、Matis-H压水堆棒束通道基准题、19棒带绕丝组件通道湍流流场进行了仿真计算。通过与实验测量值对比,研究定量验证了大涡模拟(LES)模型及非稳态雷诺时均(URANS)模型对各类棒束通道流场预测的准确性。算例在建模过程中采用网格分裂技术实现了复杂几何的纯六面体网格划分,用于支撑谱元方法计算。研究较为全面地积累了高精度谱元方法模拟流场流动及换热的建模经验,获取了各类棒束通道内丰富的流动和换热细节,获得的建模经验能更加精准有力地指导相关设计的优化改进。
- 王明军鞠浩然赵民富李伟卿刘天才胡长军杨文田文喜秋穗正苏光辉
- 关键词：谱元方法
