核动力工程2024,Vol.45Issue(1) :1-10.DOI:10.13832/j.jnpe.2024.01.0001

PLIF技术及其在反应堆热工水力研究中的应用

PLIF Technology and Its Application in Researches of Nuclear Reactor Thermal-hydraulics

谭思超 魏天一 于晓勇 谢冠辉 李旭鹏 田瑞峰
核动力工程2024,Vol.45Issue(1) :1-10.DOI:10.13832/j.jnpe.2024.01.0001

PLIF技术及其在反应堆热工水力研究中的应用

PLIF Technology and Its Application in Researches of Nuclear Reactor Thermal-hydraulics

谭思超 1魏天一 1于晓勇 1谢冠辉 1李旭鹏 1田瑞峰1
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作者信息

  • 1. 哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室,哈尔滨,150001;哈尔滨工程大学核安全与先进核能技术工信部重点实验室,哈尔滨,150001
  • 折叠

摘要

哈尔滨工程大学核反应堆工程研究团队(HEU-NUREL)长期致力于平面激光诱导荧光(PLIF)技术的探索及其在反应堆热工水力研究中的应用.PLIF技术作为非侵入式先进测量手段,可实现物理场全平面的定性和定量测量,为数值模型验证提供基准实验数据.本文全面展示HEU-NUREL基于PLIF技术在核反应堆热工水力研究等方面的最新成果和进展,重点介绍应用PLIF技术在浓度测量、温度场分析、两相分布及技术探索等方面的实践路径和测量效果,阐述PLIF技术及相关方法在热工水力不同领域的技术特点和独特贡献,旨在促进PLIF技术更好地服务反应堆系统设计与安全分析.

Abstract

The Nuclear Reactor Engineering Laboratory of Harbin Engineering University(HEU-NUREL)has long been committed to the exploration of planar laser-induced fluorescence(PLIF)technology and its application in reactor thermal hydraulic study.As a non-invasive advanced measurement method,PLIF technology can achieve qualitative and quantitative measurements of the full-plane of the physical field,providing benchmark experimental data for numerical model validation.This paper will comprehensively display the latest achievements and progress of HEU-NUREL in thermal hydraulic research of nuclear reactors based on PLIF technology,focus on the practical path and measurement effect of PLIF technology in concentration measurement,temperature field analysis,two-phase distribution,and technical exploration,and describe the the technical features and unique contributions of PLIF technology in different fields of thermal and hydraulic study,aiming to promote PLIF technology to better serve the reactor system design and safety analysis.

关键词

平面激光诱导荧光(PLIF)/热工水力/浓度场/温度场/两相分布

Key words

Planar laser-induced fluorescence(PLIF)/Thermal-hydraulics/Concentration field/Temperature field/Two-phase distribution

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基金项目

国家自然科学基金(12275059)

中核集团领创科研项目()

出版年

2024
核动力工程
中国核动力研究设计院

核动力工程

CSTPCDCSCD北大核心
影响因子:0.3
ISSN:0258-0926
参考文献量27
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