陈玉宙

作品数:16被引量:51H指数:3
导出分析报告
供职机构:中国原子能科学研究院更多>>
发文主题:临界热流密度传热试验传热反应堆安全过冷更多>>
发文领域:核科学技术动力工程及工程热物理电气工程机械工程更多>>
发文期刊:《核科学与工程》《核动力工程》《热能动力工程》《工程热物理学报》更多>>
所获基金:国家重点基础研究发展计划空泡物理和自然循环重点实验室基金国家科技重大专项国际科技合作与交流专项项目更多>>
-

检索结果分析

署名顺序

  • 全部
  • 第一作者
结果分析中...
条 记 录,以下是1-10
视图:
排序:
竖直圆管内向上流动的干涸实验研究
《原子能科学技术》2018年第5期816-821,共6页杨兵 赵民富 陈玉宙 毕可明 张东旭 杜开文 
在直径为8.2mm的竖直向上均匀加热圆管上进行了干涸型临界热流密度实验研究,加热长度2.4m,压力3.2~19.7 MPa,质量流速963~2 707kg/(m2·s),进口欠热度34~213℃,出口含汽率0.11~0.78。研究发现:临界热流密度随进口欠热度、质量流速的增...
关键词:临界热流密度 干涸 反应堆安全 
欠热条件下非能动余热排出热交换器传热试验数值模拟被引量:2
《原子能科学技术》2016年第8期1410-1415,共6页李伟卿 赵民富 段明慧 陈玉宙 王含 
国家科技重大专项资助项目(2011ZX06004-007-001)
针对大型先进压水堆非能动余热排出热交换器设计和安全分析计算模型存在的重要缺陷,以AP1000的非能动余热排出热交换器为原型,采用3根C型管进行了非能动余热排出热交换器传热试验。然后采用流体计算软件对欠热试验工况进行了数值模拟,...
关键词:非能动余热排出热交换器 传热模型 AP1000 
加热上升混合对流传热实验研究被引量:1
《核动力工程》2016年第4期138-141,共4页陈玉宙 杨春生 赵民富 毕可明 杜开文 
科技部国际合作专项(2012DFG61030)
在加热上升混合对流中,浮升力的存在显著改变了速度分布和切压力分布,使边界层趋于层流化和充分发展湍流起始点的延后,并使传热系数表现出由弱化、恢复再强化的过程。本研究在中压下不同直径的竖直加热圆管上进行了纯蒸汽的强迫对流传...
关键词:混合对流 浮升力 传热恶化 传热强化 反应堆安全 
竖直圆管内超临界水传热特性数值模拟被引量:2
《原子能科学技术》2011年第2期146-149,共4页赵民富 张国欣 陈玉宙 
国家重点基础研究发展计划资助项目(2007CB209800)
为深入研究超临界水的传热特性,利用计算流体力学(CFD)软件,完成了国际原子能机构(IAEA)关于竖直圆管内超临界水传热特性数值模拟的标准题计算,得到了与试验值符合较好的结果。通过研究发现:剪切应力输运(SST)模型可较好地反映超临界水...
关键词:超临界水 传热 数值模拟 
秦山核电站二期反应堆堆芯流量分配数值分析被引量:14
《核科学与工程》2010年第4期299-307,共9页张曙明 李华奇 赵民富 陈玉宙 杨夷 卫光仁 
空泡物理和自然循环重点实验室基金资助项目(9140C7109030604)
获得可靠的堆芯入口流量分配数据是改善压水堆堆芯热工水力性能的需要。应用计算流体力学方法研究了反应堆压力壳内复杂的流动现象,得到了秦山核电站二期600 MW反应堆1/4整体水力模型的堆芯入口流量分配状况,并对下腔室几何结构、冷管...
关键词:反应堆堆芯 下腔室 流量分配 计算流体力学 
基于喷嘴临界流实验对现有物理模型的评价被引量:9
《原子能科学技术》2009年第6期485-490,共6页陈玉宙 杨春生 张曙明 赵民富 杜开文 毕可明 
国家重点基础研究发展计划资助项目(2007CB209800);IAEA协调研究计划资助项目(14469/R0)
以水为工质、直径1.41 mm的喷嘴为实验段,在稳态条件下进行临界流实验,覆盖的参数范围为:进口压力,0.4-22 MPa;进口温度,40-371℃;进口含汽率,-3.5-0.98。结果分析表明:在欠热度高于一定值下流动未达到临界条件;在低欠热度和低含汽率...
关键词:临界流 壅塞流动 热力非平衡 反应堆安全 破口事故 
竖直圆管内跨临界压力区水对流传热数值模拟研究被引量:1
《原子能科学技术》2009年第6期491-495,共5页张曙明 陈玉宙 赵民富 
国家重点基础研究发展计划资助项目(2007BC209805)
应用CFD方法对跨临界压力区竖直圆管内水的对流传热进行了数值模拟研究。通过与实验结果比较,分析了浮升力因素的影响机理。研究结果表明,采用浮升力修正的k-ε两方程湍流模型可准确预测跨临界压力区正常对流传热现象。当流体温度达到...
关键词:跨临界压力 传热 数值模拟 浮升力 变物性 
基于CIAE实验对RELAP5程序的评价被引量:2
《核动力工程》2003年第S2期64-69,共6页陈玉宙 杨春生 邹凌 
RELAP5程序是进行反应堆安全分析的重要工具,程序的评价和改进是世界各国核安全研究中的一个重要课题。中国原子能科学研究院围绕对反应堆事故后果有重要影响的一些热工水力现象开展了大量实验研究,包括膜态沸腾传热、临界热流密度和摩...
关键词:RELAP5程序 膜态沸腾 临界热流密度 摩擦阻力 
U形管内蒸汽冷凝回流的实验研究被引量:1
《核科学与工程》2001年第3期252-259,276,共9页陈海燕 陈玉宙 张忠岳 
在单根U形管内进行蒸汽冷凝回流实验 ,研究冷凝回流的流动及阻液现象。U形管内径为 2 0mm ,总高度为 4 1m和 7 0m两种。主要实验参数范围为 :系统压力 0 1~ 6.0MPa ,蒸汽质量流速 4~ 4 5kg/ (m2 ·s) ,二次侧进口冷却水温度 2 0~ 1...
关键词:压水堆 失水事故 冷凝回流 阻液 折算速度 U形管 蒸汽 
自由表面摩擦和蒸发对过冷下降液膜传热的影响被引量:10
《热能动力工程》2001年第4期383-385,392,共4页师晋生 陈玉宙  
从理论上对下降液膜在自由表面上存在反向剪切力和蒸发散热情况下的换热特性进行了分析 ,得到了膜厚 ,换热系数的无量纲关系式 ,讨论了剪切力、液膜雷诺数、壁面热流、蒸发率对流动和传热的影响。
关键词:下降液膜 逆向流动 传热 自由表面摩擦 蒸发 换热 过冷 
检索报告 对象比较 聚类工具 使用帮助 返回顶部