检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2013年第6期34卷 61-65页

作者：蒋鸿黄伟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

以核级轴流泵为研究对象,采用计算流体动力学(CFD)方法对其内部流场进行数值模拟,应用k-ε模型对三维流场进行计算。采用以扭矩计算轴功率、以扬程和流量计算有效功率等方法,得到该泵水力性能的分析结果。将扬程、轴功率、效率的计算结... 详细信息

以核级轴流泵为研究对象,采用计算流体动力学(CFD)方法对其内部流场进行数值模拟,应用k-ε模型对三维流场进行计算。采用以扭矩计算轴功率、以扬程和流量计算有效功率等方法,得到该泵水力性能的分析结果。将扬程、轴功率、效率的计算结果和试验结果进行比较,最大偏差分别为6.3%、4.9%、2.2%,最小偏差分别为3.4%、1.4%、1.0%,两者吻合良好。计算结果表明所使用的计算方法在对核级泵性能分析方面的应用是可行的,可以应用于核级泵的设计及优化。

关键词：轴流泵计算流体动力学水力性能

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上支承柱组件的设计改进

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核动力工程 2013年第S1期34卷 116-119页

作者：张翼李娜何培峰李宁饶琦琦慕殿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610041

通过分析反应堆堆内构件上支承柱在制造过程中由于对中不好导致焊接变形以及上支承柱组件内热电偶安装不到位的原因,提出对上支承柱组件增加止口设计和端塞等设计改进,有效地避免了同类问题的再次发生,为后续核电厂堆内构件上支承柱组... 详细信息

通过分析反应堆堆内构件上支承柱在制造过程中由于对中不好导致焊接变形以及上支承柱组件内热电偶安装不到位的原因,提出对上支承柱组件增加止口设计和端塞等设计改进,有效地避免了同类问题的再次发生,为后续核电厂堆内构件上支承柱组件的设计提供技术参考。

关键词：反应堆堆内构件上支承柱组件止口设计端塞

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结合多群GMRES的IRAM算法用于求解矩阵MOC方程

结合多群GMRES的IRAM算法用于求解矩阵MOC方程

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中国核学会2013年学术年会

作者：吴文斌李庆王侃清华大学工程物理系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

矩阵MOC方法通过构造并求解线性方程组,代替传统MOC方法中反复地特征线扫描。求解中子输运方程临界问题时,通常采用幂迭代法求得k。然而幂迭代法的收敛速度严重依赖于占优比,实际的较大规模的堆芯占优比接近于1,收敛很慢。本研究采用隐... 详细信息

矩阵MOC方法通过构造并求解线性方程组,代替传统MOC方法中反复地特征线扫描。求解中子输运方程临界问题时,通常采用幂迭代法求得k。然而幂迭代法的收敛速度严重依赖于占优比,实际的较大规模的堆芯占优比接近于1,收敛很慢。本研究采用隐式再启动的Arnoldi算法（IRAM）求解k,并应用多群耦合的GMRES算法直接求解含有上散射的多群问题,以避免能群间的散射迭代。采用C++语言编写了相关计算程序,对多个基准题如2D C5G7的数值结果表明,和幂迭代法相比,结合多群GMRES的IRAM算法具有良好的计算精度和更高的计算效率。

关键词：矩阵MOC 幂迭代法 IRAM算法多群耦合GMRES

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连续能量蒙特卡罗方法组件均匀化计算

连续能量蒙特卡罗方法组件均匀化计算

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中国核学会2013年学术年会

作者：李满仓王侃姚栋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清华大学工程物理系

基于MCNP程序,研制了连续能量蒙特卡罗组件均匀化计算程序MCMC。MCMC应用径迹长度方法统计计算一般群截面和群常数,提出并使用散射事件方法获得群间散射截面和高阶勒让德分量,应用P截面计算扩散系数,植入广义等效理论、超级均匀化方法... 详细信息

基于MCNP程序,研制了连续能量蒙特卡罗组件均匀化计算程序MCMC。MCMC应用径迹长度方法统计计算一般群截面和群常数,提出并使用散射事件方法获得群间散射截面和高阶勒让德分量,应用P截面计算扩散系数,植入广义等效理论、超级均匀化方法和在此两者基础上改进的超级等效方法进行等效处理。数值研究表明:相比确定论方法,蒙特卡罗方法均匀化精确描述各种几何构型栅格,保留更多连续能量信息,具有更高的计算精度和更广的适应性。

关键词：均匀化蒙特卡罗方法连续能量群常数

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行波堆堆芯设计及倒料策略研究

行波堆堆芯设计及倒料策略研究

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中国核学会2013年学术年会

作者：孙伟李庆王侃清华大学工程物理系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

通过对不同方案组件、堆芯计算,得出影响径向行波堆长寿期堆芯设计的关键物理参数是点火组件富集度、堆芯活性区高度以及轴向增殖层厚度;在此基础上提出全寿期60年2 000 MW径向行波堆堆芯设计并给出以10年为周期的初步倒料方案。对堆芯... 详细信息

通过对不同方案组件、堆芯计算,得出影响径向行波堆长寿期堆芯设计的关键物理参数是点火组件富集度、堆芯活性区高度以及轴向增殖层厚度;在此基础上提出全寿期60年2 000 MW径向行波堆堆芯设计并给出以10年为周期的初步倒料方案。对堆芯初步物理特性分析结果表明,所设计堆芯各项参数均满足快堆设计(行波堆本质属于快堆)要求,同时倒料方案可使寿期末点火组件燃耗深度基本一致,这使得堆芯全寿期每个组件受到的辐照水平基本一样,利于保持包壳材料的完整性。

关键词：行波堆长寿期堆芯设计倒料策略

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稳压器雾化液滴动力和传热特性数值分析

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核动力工程 2013年第S1期34卷 136-140页

作者：邓丰何劲松黄燕李焕鸣中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室成都610041

建立单颗粒球形液滴在饱和蒸汽相中的动力模型及其与饱和蒸汽之间的非稳态传热模型,并根据特性方程,用fortran语言编写计算机程序。对不同尺寸、不同初始速率、不同喷射角的球形液滴的动力参数和传热特性参数进行数值计算。计算结果表明... 详细信息

建立单颗粒球形液滴在饱和蒸汽相中的动力模型及其与饱和蒸汽之间的非稳态传热模型,并根据特性方程,用fortran语言编写计算机程序。对不同尺寸、不同初始速率、不同喷射角的球形液滴的动力参数和传热特性参数进行数值计算。计算结果表明,雾化液滴在饱和蒸汽相中的滞空时间取决于喷雾头与气液分界面之间的垂直距离;雾化液滴与饱和蒸汽之间的传热绝大部分在很短的时间内完成;雾化特性中喷射角和初始速率对液滴单位质量的换热量影响很小,液滴单位质量换热量由液滴初始尺寸决定。

关键词：稳压器雾化液滴动力特性非稳态导热换热效率

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基于CFD方法的行波堆燃料组件燃烧区热工流体特性研究

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原子能科学技术 2013年第12期47卷 2244-2248页

作者：卢川严明宇鲁剑超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610041

采用计算流体力学(CFD)方法对行波堆燃料组件7棒束、19棒束及37棒束模型进行计算分析,发现行波堆燃料组件内冷却剂温度随轴向高度增加逐渐升高的同时具有逐渐向中心区域聚集的效应,组件出口区域垂直于流动方向的截面冷却剂温度分布差别... 详细信息

采用计算流体力学(CFD)方法对行波堆燃料组件7棒束、19棒束及37棒束模型进行计算分析,发现行波堆燃料组件内冷却剂温度随轴向高度增加逐渐升高的同时具有逐渐向中心区域聚集的效应,组件出口区域垂直于流动方向的截面冷却剂温度分布差别很大,对边距约为26cm的组件中心区域与外围区域最大温差超过100℃。组件内较大的冷却剂温度梯度主要出现在组件最外两圈燃料棒及组件盒之间的区域,而其他区域温度梯度较小,该结论可初步推广到有217根燃料棒的行波堆燃料组件。现有行波堆燃料组件结构需进一步优化。

关键词：行波堆 CFD 棒束温度

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稳压器接管与安全端异种金属接头的焊接研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 141-144页

作者：黄均麟刘宏斌中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室成都610041

稳压器接管与安全端属于异种金属焊接,本研究对焊材的选择、焊材性能、镍基合金焊缝焊接工艺特点、接头型式以及工艺评定和产品焊接等因素对焊缝质量的影响进行研究。研究结果显示:镍基合金焊材所形成的熔池十分粘稠,建议在焊接过程中... 详细信息

稳压器接管与安全端属于异种金属焊接,本研究对焊材的选择、焊材性能、镍基合金焊缝焊接工艺特点、接头型式以及工艺评定和产品焊接等因素对焊缝质量的影响进行研究。研究结果显示:镍基合金焊材所形成的熔池十分粘稠,建议在焊接过程中采取措施轻微搅动熔池;镍基合金的焊接容易产生焊接热裂纹和气孔,须对镍基合金焊材的化学成份进行严格的控制。

关键词：稳压器接管与安全端异种接头镍基合金焊接

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接触分析在反应堆结构设计中的应用

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核动力工程 2013年第S1期34卷 164-167页

作者：王亚曦中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室成都610041

核反应堆结构中板和壳之间存在较多的接触问题。正确模拟接触物体间的刚度特性是建立反应堆动力分析模型的关键。本研究采用数值计算的方法,通过与试验数据比较,合理地选取接触算法和接触参数,研究核反应堆结构间接触物体的非线性刚度,... 详细信息

核反应堆结构中板和壳之间存在较多的接触问题。正确模拟接触物体间的刚度特性是建立反应堆动力分析模型的关键。本研究采用数值计算的方法,通过与试验数据比较,合理地选取接触算法和接触参数,研究核反应堆结构间接触物体的非线性刚度,完善数值计算方法。研究结果证明:采用增广拉格朗日(Lagrange)乘子法和平面应力模型分析板和壳之间的接触刚度能够较好地反映试验结果。

关键词：接触反应堆结构静压刚度

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垂直上升横掠水平管束的两相流空泡份额模型研究

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核动力工程 2013年第3期34卷 67-70页

作者：姜乃斌臧峰刚张毅雄关晖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 国家能源压水反应堆研发(实验)中心成都610041

与管内两相流空泡份额模型相比,垂直上升横掠水平管束的两相流空泡份额研究成果相对有限。利用垂直上升的气-水两相流横掠水平管束的实验数据,对现有的空泡份额计算模型进行对比分析,并对2种现有模型的拟合公式进行修正。采用其他实验... 详细信息

与管内两相流空泡份额模型相比,垂直上升横掠水平管束的两相流空泡份额研究成果相对有限。利用垂直上升的气-水两相流横掠水平管束的实验数据,对现有的空泡份额计算模型进行对比分析,并对2种现有模型的拟合公式进行修正。采用其他实验结果对本文重新修正的空泡份额模型进行验证,结果表明:与原始模型相比,修正的空泡份额计算模型给出的空泡份额预测值更好。

关键词：空泡份额两相流管束横向流

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