检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2017年第3期38卷 12-17页

作者：钟明君周月善林萌熊进标杨燕华上海交通大学核科学与工程学院上海200240 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

针对熔融物与冷却剂相互作用(FCI)过程中多尺度相界面共存的复杂流型,将基于流体体积法(VOF)的界面跟踪模型与两流体模型耦合在一套统一的数值求解框架下,得到一个新的多相流数值模型,可以模拟大尺度界面流体与小尺度界面流体共存的复... 详细信息

针对熔融物与冷却剂相互作用(FCI)过程中多尺度相界面共存的复杂流型,将基于流体体积法(VOF)的界面跟踪模型与两流体模型耦合在一套统一的数值求解框架下,得到一个新的多相流数值模型,可以模拟大尺度界面流体与小尺度界面流体共存的复杂多相流过程。该模型中,对于动量场,流体根据界面尺度分为连续相和离散相。连续相界面通过VOF/PLIC方法进行捕捉,离散相表面积浓度分布通过表面积输运方程模拟。耦合模型的控制方程通过MCBA-SIMPLE算法求解。使用该模型对金属液柱的流动和碎化过程进行模拟,并与实验观测结果进行对比,同时还对液柱碎化速率模型和金属液滴初始直径的影响进行了探讨。结果表明:原液柱碎化模型对液柱贯穿深度有所高估;金属液滴初始直径的选择将对熔融物的冷却效率造成显著影响。

关键词：数值模拟多相流耦合模型液柱碎化

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N36锆合金包壳辐照生长经验模型研究

N36锆合金包壳辐照生长经验模型研究

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中国原子能科学研究院第32 届“五四”青年学术报告会

作者：苗一非焦拥军张坤邢硕陈平唐昌兵王璐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四川成都 610213

利用N36锆合金包壳燃料棒堆内辐照考验的部分池边检查数据,计算了4个典型辐照生长经验模型对N36锆合金包壳的适用参数.计算结果表明,在典型辐照生长经验模型中,双曲正切经验模型最适合描述N36锆合金包壳辐照生长行为.在双曲正切经验模... 详细信息

利用N36锆合金包壳燃料棒堆内辐照考验的部分池边检查数据,计算了4个典型辐照生长经验模型对N36锆合金包壳的适用参数.计算结果表明,在典型辐照生长经验模型中,双曲正切经验模型最适合描述N36锆合金包壳辐照生长行为.在双曲正切经验模型基础上,建立了N36锆合金包壳辐照生长最佳估算模型和包络模型.通过添加工程因子,建立了不同加工工艺的N36锆合金包壳辐照生长经验模型.利用池边检查剩余数据对N36锆合金包壳辐照生长经验模型进行了验证,模型与数据吻合较好.

关键词：锆合金包壳辐照生长模型构建

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模块式小型压水堆堆腔注水系统下封头设计两相数值模拟研究

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核动力工程 2017年第6期38卷 147-151页

作者：李昊翔朱大欢李松蔚李权曾未郭赟哈尔滨工程大学哈尔滨150001 中国核动力研究设计院成都610213 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 中国科学技术大学合肥230026

堆腔注水系统(CIS)可用于导出严重事故下位于压力容器底部的堆芯熔融物余热,防止压力容器熔穿,有效缓解严重事故后果。将数值计算预测下封头临界热流密度(CHF)的方法用于模块式小型堆下封头不同形状下CHF预测,筛选出安全裕量更高的下封... 详细信息

堆腔注水系统(CIS)可用于导出严重事故下位于压力容器底部的堆芯熔融物余热,防止压力容器熔穿,有效缓解严重事故后果。将数值计算预测下封头临界热流密度(CHF)的方法用于模块式小型堆下封头不同形状下CHF预测,筛选出安全裕量更高的下封头结构设计。结果表明:椭球型下封头和半球型下封头CHF随角度分布曲线大不相同,虽然二者最高CHF值相当,但椭球型CHF值在中部角度区(30°~60°)要远高于半球型CHF值。因此,在新设计中可以考虑采用椭球型下封头以提高堆腔注水系统的安全裕量。

关键词：熔融物压力容器内滞留数值模拟下封头临界热流密度(CHF) 几何形状

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点堆传递函数模型问题分析

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强激光与粒子束 2017年第1期29卷 123-131页

作者：王远隆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 国家能源压水反应堆技术研发中心成都610213

点堆模型通过线性化处理后,再经过拉普拉斯变换就得到传递函数模型。但分析发现,在稳定时假设反应性为零线性化处理后得到的传递函数模型有自身的问题。将对这类问题做一个概要性分析。分析方法是理论与实验相结合。理论分析借助系统动... 详细信息

点堆模型通过线性化处理后,再经过拉普拉斯变换就得到传递函数模型。但分析发现,在稳定时假设反应性为零线性化处理后得到的传递函数模型有自身的问题。将对这类问题做一个概要性分析。分析方法是理论与实验相结合。理论分析借助系统动力学原理,重点在时域与频域结果的比较。实验方面则是基于工程参数借助计算机进行仿真实验,将时域和频域的仿真结果进行比较。通过比较分析,可以明显看到在稳定时假设反应性为零的点堆模型线性化处理存在的问题。针对该问题,指出了模型修改途径。

关键词：点反应堆传递函数模型计算机仿真线性化

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过冷沸腾水中单汽泡成长的数值模拟

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核动力工程 2017年第6期38卷 23-26页

作者：许川程宁彭常宏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 中国科学技术大学核科学技术学院合肥230027

采用流体动力学程序ANSYS FLUENT中的流体体积法(VOF)计算二维条件下静止的过冷沸腾水中单汽泡的成长过程。相变过程可以通过在靠近汽-液交界面的网格的纳维斯托克斯方程中添加额外的质量源项和能量源项模拟,表面张力、汽泡与壁面之间... 详细信息

采用流体动力学程序ANSYS FLUENT中的流体体积法(VOF)计算二维条件下静止的过冷沸腾水中单汽泡的成长过程。相变过程可以通过在靠近汽-液交界面的网格的纳维斯托克斯方程中添加额外的质量源项和能量源项模拟,表面张力、汽泡与壁面之间的接触角以及汽泡底部液体层的蒸发也被考虑进来。将计算结果与实验结果对照进行验证,计算结果与实验结果符合较好;数值分析可得到一些实验中难以直接测量的物理参数,如温度场与速度场。

关键词：数值分析过冷沸腾单汽泡成长

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压水堆核电站冷却剂平均温度控制方案比较分析

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中国核电 2018年第1期11卷 99-104页

作者：王远隆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四川成都610213 国家能源压水反应堆技术研发中心四川成都610213

冷却剂平均温度控制系统是压水堆核电站的核心控制系统。这里对压水堆核电站的几个冷却剂平均温度控制方案作了一个比较性的分析。从比较中看到,基于实际工程的平均温度控制方案是成熟的。这主要表现在另外三个控制方案得到的仿真结果... 详细信息

冷却剂平均温度控制系统是压水堆核电站的核心控制系统。这里对压水堆核电站的几个冷却剂平均温度控制方案作了一个比较性的分析。从比较中看到,基于实际工程的平均温度控制方案是成熟的。这主要表现在另外三个控制方案得到的仿真结果与前者比较,还是有不足之处或仅为接近。对平均温度控制方案采用新的控制技术进行多角度探讨,很值得提倡。尽管这种探讨不一定就能很快得到优于现有控制方案的结果,但对该领域一定会带来启发作用甚或带来突破。

关键词：压水堆核电站平均温度控制

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全场断电叠加小破口事故下氢气爆炸研究

全场断电叠加小破口事故下氢气爆炸研究

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中国核学会2017年学术年会

作者：黄涛高颖贤钟明君吴丹苏光辉秋穗正核反应堆系统设计技术重点实验室中国核动力研究设计院西安交通大学

本文以中国典型压水堆为研究对象,采用严重事故系统分析程序MAAP进行建模,分析了全场断电叠加小破口事故下的氢气源项及氢气在安全壳不同隔间的分布情况;根据分析结果,选择氢气聚集的安全壳穹顶空间为研究对象,利用Shapiro图准则对该事... 详细信息

本文以中国典型压水堆为研究对象,采用严重事故系统分析程序MAAP进行建模,分析了全场断电叠加小破口事故下的氢气源项及氢气在安全壳不同隔间的分布情况;根据分析结果,选择氢气聚集的安全壳穹顶空间为研究对象,利用Shapiro图准则对该事故下安全壳穹顶空间内的氢气风险进行了评估,得到了事故不同阶段的氢气燃烧及爆炸风险。基于风险分析结果,出于保守考虑,选择了事故发生后7 9316 s时刻安全壳穹顶空间内的可燃混合气体为分析对象,以该时刻下MAAP程序计算结果为初始条件,利用自主开发的氢气爆炸数值分析程序DETAC进行了氢气爆炸数值分析,详细描述了穹顶空间内氢气爆炸过程中冲击波的传播过程,并得到了安全壳穹顶壁面处受到的最大压力载荷(2.42 MPa)和最大温度载荷(2 263 K)。研究结果表明,在假想的全厂断电叠加小破口事故下,安全壳穹顶空间存在爆炸风险,氢气爆炸产生的压力载荷和温度载荷对安全壳的完整性具有较大威胁。

关键词：压水堆氢气分布风险分析氢气爆炸数值模拟

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基于图像算法的棒束通道流动交混研究

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核动力工程 2017年第S2期38卷 38-41页

作者：王啸宇谭思超杜思佳张渝魏宗岚刘余邓坚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 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001

反应堆燃料组件内冷却剂流动特性是反应堆热工安全分析重要内容,本文针对带定位格架的棒束通道内可视化实验图像数据,基于图像算法对棒束通道内流动交混现象进行了定性与定量的分析,为堆芯热工水力及安全分析提供参考。从数据验证、规... 详细信息

反应堆燃料组件内冷却剂流动特性是反应堆热工安全分析重要内容,本文针对带定位格架的棒束通道内可视化实验图像数据,基于图像算法对棒束通道内流动交混现象进行了定性与定量的分析,为堆芯热工水力及安全分析提供参考。从数据验证、规律总结、机理分析3个层面上提出了图像处理方法,并采用这些方法对棒束通道内实验数据进行了分析,分析结果表明:定位格架下游流体的流动交混在5 cm开始逐渐缓和;Canny算子适用于定位格架湍流图形的边缘识别。

关键词：棒束通道定位格架流动交混图像算法

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球形燃料颗粒点接触处理方法研究

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核动力工程 2017年第5期38卷 164-168页

作者：郭子萱孙中宁张楠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 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001

建立规则填充球床模型进行湍流对流换热计算流体动力学(CFD)模拟,采用搭桥法处理球形燃料颗粒点接触的问题,研究了桥柱尺寸对球床通道流动压降和换热特性的影响,并在实验结果验证的基础上,确定了合适的桥柱尺寸范围。研究结果表明:缩小... 详细信息

建立规则填充球床模型进行湍流对流换热计算流体动力学(CFD)模拟,采用搭桥法处理球形燃料颗粒点接触的问题,研究了桥柱尺寸对球床通道流动压降和换热特性的影响,并在实验结果验证的基础上,确定了合适的桥柱尺寸范围。研究结果表明:缩小桥柱尺寸会提高体心立方和面心立方两种球床内压力梯度的计算结果;在桥柱直径不大于0.1倍球径的范围内,桥柱尺寸不会对这两种球床的平均流动压降和换热特性产生显著影响;在球床内流动和换热模拟中,桥柱直径取为0.1倍球径是比较合适的选择。

关键词：球形燃料数值模拟点接触计算流体动力学(CFD)

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核与非核纵深防御比较分析

核与非核纵深防御比较分析

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中国核学会2017年学术年会

作者：王远隆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国家能源压水反应堆技术研发中心

本文对纵深防御原则分别应用于核电厂安全架构和工业控制系统安全架构进行了比较分析。这里涉及的内容包括:对核能系统核安全纵深防御原则的描述;对工业控制系统安全纵深防御原则的描述;以举例方式给出了数字化层级控制系统的分层模式... 详细信息

本文对纵深防御原则分别应用于核电厂安全架构和工业控制系统安全架构进行了比较分析。这里涉及的内容包括:对核能系统核安全纵深防御原则的描述;对工业控制系统安全纵深防御原则的描述;以举例方式给出了数字化层级控制系统的分层模式。并对两种环境下的数字化层级控制系统做了比较分析。

关键词：纵深防御数字化层级控制系统核电厂

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