检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2009年第S1期30卷 28-33页

作者：李林森王侃宋小明清华大学工程物理系北京100084 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

介绍了国内外计算流体力学(CFD)方法在核能系统分析中应用的最新进展。CFD已经可以应用到一些三维单相瞬态流动情况中,其中包括堆芯及组件内的流场模拟,以及堆芯外空腔和其他领域的模拟分析。CFD的应用还需要进行进一步验证和基准化,并... 详细信息

介绍了国内外计算流体力学(CFD)方法在核能系统分析中应用的最新进展。CFD已经可以应用到一些三维单相瞬态流动情况中,其中包括堆芯及组件内的流场模拟,以及堆芯外空腔和其他领域的模拟分析。CFD的应用还需要进行进一步验证和基准化,并需要针对CFD的应用方法进行研究,包括建立最佳实践导则(BPG)。CFD程序还被用于与热工水力系统程序的多尺度耦合以及与中子物理程序的耦合。CFD程序在两相流领域的应用还处于初级阶段,在湍流和多相流的模拟中需要更进一步发展。

关键词：计算流体力学 BPG多尺度耦合热工物理耦合两相CFD

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压水堆核电厂稳压器波动管热分层现象数值分析

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核动力工程 2009年第4期30卷 91-95页

作者：张力赖建永黄伟李海颖重庆大学机械传动国家级重点实验室 400030 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

为分析评价压水堆核电厂稳压器波动管热分层现象对波动管结构完整性的影响,采用计算流体力学(CFD)分析方法,对稳压器波动管热分层现象进行了数值模拟。研究了波动管内的流体流动,得到了稳压器波动管的传热特性、流体流场和温度分布,分... 详细信息

为分析评价压水堆核电厂稳压器波动管热分层现象对波动管结构完整性的影响,采用计算流体力学(CFD)分析方法,对稳压器波动管热分层现象进行了数值模拟。研究了波动管内的流体流动,得到了稳压器波动管的传热特性、流体流场和温度分布,分析了稳压器波动管波动热分层现象与波动流速之间的关系。研究结果表明:波动流速在一定范围内变化时,管道最大截面温差随着波动流速的增大而增大。并且得到了不同波动流速下管道最大截面温差及其出现的位置,指出了热分层现象发生时波动管的薄弱环节。

关键词：波动管热分层计算流体力学

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海洋条件对单相强迫流动影响的理论研究

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核动力工程 2009年第S1期30卷 60-64页

作者：杜思佳张虹清华大学工程物理系北京100084 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

从流体基本控制方程出发,分析海洋条件对强迫循环流动特性的影响;并采用CFD方法进行模拟及验证。计算发现,在流速一定的条件下,重力、向心力和角加速惯性力等与流体流动无关的惯性力的引入对流型和摩阻没有明显影响;而由于旋转效应引起... 详细信息

从流体基本控制方程出发,分析海洋条件对强迫循环流动特性的影响;并采用CFD方法进行模拟及验证。计算发现,在流速一定的条件下,重力、向心力和角加速惯性力等与流体流动无关的惯性力的引入对流型和摩阻没有明显影响;而由于旋转效应引起的科里奥利力会对流型产生影响,在角速度很大的情况下,会对摩阻产生一定影响。

关键词：海洋条件单相流型摩擦阻力科氏惯性力

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RELAP5程序耦合接口的开发

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核动力工程 2009年第6期30卷 38-40,45页

作者：刘余张虹清华大学工程物理系北京100084 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

以RELAP5程序为对象,研究其内部编程结构,建立了包括耦合参数输出、输入和时间步长控制的耦合接口模型,并利用并行虚拟机(PVM)技术对耦合接口进行了编程实现。两种类型的耦合测试计算表明,RELAP5耦合接口的开发是成功的,可以作为与其他... 详细信息

以RELAP5程序为对象,研究其内部编程结构,建立了包括耦合参数输出、输入和时间步长控制的耦合接口模型,并利用并行虚拟机(PVM)技术对耦合接口进行了编程实现。两种类型的耦合测试计算表明,RELAP5耦合接口的开发是成功的,可以作为与其他程序耦合的基础。

关键词： RELAP5 系统分析程序耦合模型耦合接口

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球床堆内冷却剂流动与传热特性的CFD研究

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核动力工程 2009年第S1期30卷 39-43页

作者：李华秋穗正苏光辉宋小明西安交通大学核能科学与技术系西安710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

以计算流体力学(CFD)为基础,利用大型商业软件ProE和CFX,对球床式水冷堆堆芯燃料元件进行三维建模、网格划分和数值计算,对堆芯内冷却剂热工水力特性进行了初步的研究。计算比较了燃料元件球间隙和接触情况下冷却剂的速度场、温度场和... 详细信息

以计算流体力学(CFD)为基础,利用大型商业软件ProE和CFX,对球床式水冷堆堆芯燃料元件进行三维建模、网格划分和数值计算,对堆芯内冷却剂热工水力特性进行了初步的研究。计算比较了燃料元件球间隙和接触情况下冷却剂的速度场、温度场和压力分布,分析了其对堆芯安全的影响。

关键词：计算流体力学球床堆热工水力特性

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铀氢化锆元件小型动力堆应用可行性分析

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核动力工程 2009年第3期30卷 56-61页

作者：陈炳德王连杰应诗浩张玥张琼中国核动力研究设计院空泡物理和自然循环重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核燃料和材料重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院信息中心成都610041

介绍了铀氢化锆燃料元件的主要性能和特点(尤其是热物理性能和堆内辐照性能),以及将铀氢化锆元件应用于动力堆所完成的一些研究概况。在此基础上,对铀氢化锆元件小型动力堆的技术可行性进行了论证和分析。结果表明:将铀氢化锆元件作为... 详细信息

介绍了铀氢化锆燃料元件的主要性能和特点(尤其是热物理性能和堆内辐照性能),以及将铀氢化锆元件应用于动力堆所完成的一些研究概况。在此基础上,对铀氢化锆元件小型动力堆的技术可行性进行了论证和分析。结果表明:将铀氢化锆元件作为小型动力堆元件在燃料元件方面不存在严重的技术问题;使用细棒铀氢化锆元件的小型动力堆仍有较大的瞬发负温度系数,具有一定的固有安全性。

关键词：铀氢化锆元件小型动力堆反应堆燃料安全性可行性

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直管环向贯穿裂纹应力强度因子的有限元无网格耦合计算方法

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核动力工程 2009年第5期30卷 71-74页

作者：姜乃斌赵华柳军刘成卢岳川中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041 重庆大学工程力学系重庆400044

使用先进的有限元和无网格耦合方法进行了含环向贯穿裂纹直管的断裂力学分析。该方法把高应力梯度区域划分为无网格区域,其余区域划分为有限元区域(FE),使用转换矩阵实现了有限元区域与无网格区域的自然耦合,保证了两种区域在交界面上... 详细信息

使用先进的有限元和无网格耦合方法进行了含环向贯穿裂纹直管的断裂力学分析。该方法把高应力梯度区域划分为无网格区域,其余区域划分为有限元区域(FE),使用转换矩阵实现了有限元区域与无网格区域的自然耦合,保证了两种区域在交界面上的位移连续性要求。用该耦合方法计算了直管环向贯穿裂纹应力强度因子,得到的结果与有限元计算软件ABAQUS结果一致,验证了该方法的可行性和有效性。

关键词：无网格耦合方法贯穿裂纹应力强度因子

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一种适用于新堆的零泄漏循环泵

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原子能科学技术 2009年第S2期43卷 279-282页

作者：邓礼平薛宽荣中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室四川成都610041 杭州大路实业有限公司浙江杭州311234

磁力泵近年来发展迅速,具有零泄漏、结构简单、成本低和维修方便等优点。通过结合部分应用于核能条件下的试验和结构设计研究,研制了既满足高温高压运行、又做到零泄漏等要求的新型循环泵,并对其在新堆或研究堆上的应用前景进行了分析... 详细信息

磁力泵近年来发展迅速,具有零泄漏、结构简单、成本低和维修方便等优点。通过结合部分应用于核能条件下的试验和结构设计研究,研制了既满足高温高压运行、又做到零泄漏等要求的新型循环泵,并对其在新堆或研究堆上的应用前景进行了分析和研究。在一定条件下,磁力泵完全可取代目前大多采用的轴封泵、屏蔽泵和机械密封泵等,达到了简化系统配置、便于维修更换和降低设备成本的目的。

关键词：磁力泵零泄漏新堆

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溶液堆燃料管理计算方法初步研究与程序研制

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核动力工程 2009年第6期30卷 15-18,23页

作者：李云召吴宏春曹良志彭思涛卢皓亮宋小明姚栋西安交通大学核科学与技术学院西安710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

溶液型医用同位素生产堆的核燃料呈流动的水溶液形式。堆芯呈非结构、强各向异性散射,运行过程中会产生大量气体。针对堆芯燃料管理计算需要在线提取核素等特点,基于以三角形节块SN方法为模型的中子输运计算程序DNTR,开发了溶液堆堆芯... 详细信息

溶液型医用同位素生产堆的核燃料呈流动的水溶液形式。堆芯呈非结构、强各向异性散射,运行过程中会产生大量气体。针对堆芯燃料管理计算需要在线提取核素等特点,基于以三角形节块SN方法为模型的中子输运计算程序DNTR,开发了溶液堆堆芯燃料管理计算程序FMSR,并利用该程序对溶液堆进行了模拟分析。结果表明,FMSR程序可在溶液堆堆芯燃料管理计算中试用。

关键词：溶液堆燃料管理计算三角形节块方法SN FMSR

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核电厂DCS系统功能验证工程模拟机研究

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核动力工程 2009年第S1期30卷 48-51,64页

作者：刘鹏飞林萌侯东陈智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国家级重点实验室成都610041

建立了核电厂分布式控制系统(DCS)功能验证工程模拟机系统。该系统采用RELAP5建立热工水力模型,利用MATLAB/Simulink建立电厂主要控制系统数学模型,利用MYSQL建立数据库,利用Visual ***开发了系统控制台;采用数据采集系统实现工程模拟... 详细信息

建立了核电厂分布式控制系统(DCS)功能验证工程模拟机系统。该系统采用RELAP5建立热工水力模型,利用MATLAB/Simulink建立电厂主要控制系统数学模型,利用MYSQL建立数据库,利用Visual ***开发了系统控制台;采用数据采集系统实现工程模拟机与现场DCS系统间的实时信号通讯,从而实现对DCS系统的功能验证。验证结果表明,系统能实现实时运行,并满足DCS系统硬件和逻辑功能测试的要求。

关键词：核电厂工程模拟机分布式控制系统验证数据采集系统

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