检索结果-内蒙古大学图书馆

科技视界 2020年第13期 1-4页

作者：唐涌涛段永强黄捷苏荣福文剑中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 四川电力设计咨询有限责任公司成都610094

云计算资源管理是指将存储、网络带宽以及其他资源分配给一组应用程序的操作。由于资源管理过程中会受到服务水平协议的约束,因此本文对云平台的性能和资源的利用率进行了研究,提出了一种自动机器学习的新算法,该算法可根据用户需求的... 详细信息

云计算资源管理是指将存储、网络带宽以及其他资源分配给一组应用程序的操作。由于资源管理过程中会受到服务水平协议的约束,因此本文对云平台的性能和资源的利用率进行了研究,提出了一种自动机器学习的新算法,该算法可根据用户需求的动态资源对物理主机的状态进行预测,提高物理主机利用率、减少虚拟机迁移次数,减少数据中心能耗。

关键词：云计算资源管理自动机器学习虚拟机迁移

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NESTOR软件包工程应用适用性强化设计

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核动力工程 2018年第1期39卷 161-164页

作者：卢宗健李庆刘东柴晓明方浩宇宫兆虎中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

针对应用于"华龙一号"等三代核电机组的核电设计与分析软件包NESTOR,从软件体系架构、研发流程、计算模型3个方面开展工程应用适用性强化设计。实践证明,NESTOR软件包工程应用适用性强化设计能够减小软件研发与工程应用需求... 详细信息

针对应用于"华龙一号"等三代核电机组的核电设计与分析软件包NESTOR,从软件体系架构、研发流程、计算模型3个方面开展工程应用适用性强化设计。实践证明,NESTOR软件包工程应用适用性强化设计能够减小软件研发与工程应用需求的偏离,提高工程设计与分析软件研发的首发成功率。

关键词： NESTOR 核电设计与分析软件工程应用适用性强化设计

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反应堆系统地震载荷下动力响应计算的不确定性分析

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核动力工程 2018年第5期39卷 167-171页

作者：熊夫睿黄茜沈平川中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

反应堆结构在地震载荷下的动力分析是反应堆系统安全设计的重要环节。反应堆系统的关键参数由于计算误差、制造工艺和安装过程中的随机和其他不可控误差影响,通常存在一定的不确定性。本文开展了反应堆系统中结构参数不确定性对地震载... 详细信息

反应堆结构在地震载荷下的动力分析是反应堆系统安全设计的重要环节。反应堆系统的关键参数由于计算误差、制造工艺和安装过程中的随机和其他不可控误差影响,通常存在一定的不确定性。本文开展了反应堆系统中结构参数不确定性对地震载荷下系统动力响应的影响研究。应用最大熵原理,建立描述反应堆系统部件间接触刚度和间隙的概率密度分布函数。应用马尔科夫链蒙特卡洛采样(MCMC)技术,对系统关键参数进行采样,建立不同参数下地震响应的输入输出数据池,基于数据池考察反应堆系统不同位置和部件的动力响应分布。研究表明,上、下堆芯板附近的动力响应的不确定性存在不同分布。本文所述研究对评价反应堆系统地震分析模型的鲁棒性和动力响应结果的可靠性提供了定量分析手段。

关键词：反应堆系统最大熵原理参数不确定性动力响应计算

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堆芯瞬态耦合模拟软件CTSS的开发与验证

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核动力工程 2018年第2期39卷 137-141页

作者：潘俊杰安萍王玮赵文博邢硕芦韡柴晓明中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

瞬态堆芯耦合模拟软件CTSS V1.0是以节块法堆芯中子学计算软件NACK V1.0、热工水力子通道软件CORTH V2.0、燃料元件性能分析软件FUPAC V1.1为模块的耦合软件,用于模拟典型压水堆堆芯性能,计算瞬态运行物理、热工、燃料等专业参数。堆芯... 详细信息

瞬态堆芯耦合模拟软件CTSS V1.0是以节块法堆芯中子学计算软件NACK V1.0、热工水力子通道软件CORTH V2.0、燃料元件性能分析软件FUPAC V1.1为模块的耦合软件,用于模拟典型压水堆堆芯性能,计算瞬态运行物理、热工、燃料等专业参数。堆芯三维时空中子动力学软件NACK V1.0采用粗网节块法进行堆芯扩散计算,为子通道模块和燃料性能分析模块提供堆芯精细功率。CORTH V2.0用于计算反应堆堆芯冷却剂的温度和密度。FUPAC V1.1用于模拟燃料棒在堆内的热力学行为以及计算燃料棒有效温度。NEACRP-L-335压水堆基准问题验证计算结果表明,CTSS V1.0的计算结果与国际基准程序PARCS总体符合较好。

关键词：瞬态堆芯耦合 CTSS NEACRP-L-335 压水堆基准问题

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基于BSP空间分割法的核级管道三维碰撞检查方法研究

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科技视界 2020年第17期 203-205页

作者：吴启涛黄捷孙冠宇刘雨晨中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610041 四川电力设计咨询有限责任公司成都610000

在PDMS平台设计了基于核级管道的碰撞检查模块,同时兼顾速度与精度的需求.本文分析了常见的碰撞检查方法,设计了一种新的碰撞检查流程,分别研究了BSP空间分割法及包围盒算法的优势,将其应用于新的检查流程中,将碰撞检查模块中,采用并行... 详细信息

在PDMS平台设计了基于核级管道的碰撞检查模块,同时兼顾速度与精度的需求.本文分析了常见的碰撞检查方法,设计了一种新的碰撞检查流程,分别研究了BSP空间分割法及包围盒算法的优势,将其应用于新的检查流程中,将碰撞检查模块中,采用并行包围盒法检查,得到碰撞检查结果.

关键词：碰撞检查 BSP空间分割法包围盒算法并行检查

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管路系统截止阀流体激振特性分析研究

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核动力工程 2018年第A01期39卷 15-19页

作者：刘立志陈纠蔡龙奇谭术洋赵雪岑中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610041

某核能装置冷却水系统常用的角式截止阀流体激振力较大,给管路系统振动噪声控制带来了一定的难度。为降低截止阀流体激振,对角式截止阀和直流式截止阀开展了流体激振特性对比分析。结果表明,两种截止阀阀后压力脉动均比阀前有所增强,但... 详细信息

某核能装置冷却水系统常用的角式截止阀流体激振力较大,给管路系统振动噪声控制带来了一定的难度。为降低截止阀流体激振,对角式截止阀和直流式截止阀开展了流体激振特性对比分析。结果表明,两种截止阀阀后压力脉动均比阀前有所增强,但直流式截止阀阀后漩涡强度、阀芯受力、压力脉动幅度均小于角式截止阀,因此直流式截止阀的流体激振特性优于角式截止阀。

关键词：截止阀流体激振分析

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基于RELAP5/MOD3变功率分布的提棒事故分析方法研究

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核动力工程 2018年第2期39卷 101-103页

作者：张勇李松蔚王玮中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

利用核设计给出的棒位-功率分布及RELAP5/MOD3程序的202表、205卡,得到了在RELAP5/MOD3程序计算过程中堆芯热构件中各轴向节点相对功率份额随棒位的变化关系,成功地在RELAP5/MOD3中实现了变功率分布分析方法,并利用此方法对某反应堆的... 详细信息

利用核设计给出的棒位-功率分布及RELAP5/MOD3程序的202表、205卡,得到了在RELAP5/MOD3程序计算过程中堆芯热构件中各轴向节点相对功率份额随棒位的变化关系,成功地在RELAP5/MOD3中实现了变功率分布分析方法,并利用此方法对某反应堆的提棒事故进行了分析。结果表明,由该方法给出的燃料最高温度相对于固定功率分布方法大幅降低。

关键词： RELAP5/MOD3 变功率分布提棒事故

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模块式小型堆失水事故后堆芯硼浓度分析研究

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核动力工程 2018年第1期39卷 173-176页

作者：丁书华党高健李喆中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

分析评价了模块式小型堆失水事故后可能出现的堆芯硼浓度过度累积问题,基于硼质量守恒原理,推导堆芯硼浓度演变的控制方程,计算分析了自动卸压系统阀门开启前的短期运行期间和开启后长期运行期间的堆芯硼浓度变化规律。结果表明,模块式... 详细信息

分析评价了模块式小型堆失水事故后可能出现的堆芯硼浓度过度累积问题,基于硼质量守恒原理,推导堆芯硼浓度演变的控制方程,计算分析了自动卸压系统阀门开启前的短期运行期间和开启后长期运行期间的堆芯硼浓度变化规律。结果表明,模块式小型堆的非能动专设安全系统设计能够防止失水事故后的堆芯硼结晶和重返临界。

关键词：模块式小型堆非能动专设安全系统失水事故硼浓度

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蒸汽发生器U型管CFD简化方法研究

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核动力工程 2018年第A01期39卷 41-44页

作者：辛素芳李松蔚任春明王玮肖鹏中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

对于需要考虑U型管空间分布的问题(如蒸汽发生器U型管倒流),有必要采用计算流体动力学(CFD)方法研究。但由于U型管数目较多,受目前计算机计算能力的限制,难以对所有蒸汽发生器U型管进行CFD模拟。本文采用方管代替圆管的方法,探讨了U型... 详细信息

对于需要考虑U型管空间分布的问题(如蒸汽发生器U型管倒流),有必要采用计算流体动力学(CFD)方法研究。但由于U型管数目较多,受目前计算机计算能力的限制,难以对所有蒸汽发生器U型管进行CFD模拟。本文采用方管代替圆管的方法,探讨了U型管内单相流体流动时的简化方法。对采用本文所描述的简化方法建立的蒸汽发生器模型进行倒流CFD计算,结果与未采用简化时基本一致,表明该简化方法可以用在这一类问题的CFD分析中。

关键词：蒸汽发生器 U型管计算流体动力学(CFD) 简化建模

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模块式小型压水堆ACP100堆芯燃料管理策略研究

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核动力工程 2018年第1期39卷 157-160页

作者：汪量子巨海涛秦冬王连杰于颖锐李庆中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

为将多用途模块式先进小型压水堆(ACP100)堆芯换料周期提升至24个月,兼顾良好的燃料利用率并保证功率展平特性满足安全性的限值要求,本文使用具备工程经验的成熟软件,进行不同的批料数、不同富集度组合、不同径向装载模式等组合方案的... 详细信息

为将多用途模块式先进小型压水堆(ACP100)堆芯换料周期提升至24个月,兼顾良好的燃料利用率并保证功率展平特性满足安全性的限值要求,本文使用具备工程经验的成熟软件,进行不同的批料数、不同富集度组合、不同径向装载模式等组合方案的燃料管理研究,通过研究掌握了不同策略特征并形成ACP100堆芯燃料管理推荐策略:选取3批次换料、24盒组件/批的倒料策略,结合部分低泄漏装载模式,作为ACP100堆芯燃料管理推荐策略,同时进一步提高燃料富集度以提升燃料经济性。

关键词：模块式小型堆燃料管理批料数装载模式

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