检索结果-内蒙古大学图书馆

基于HYPRE并行求解三维中子扩散方程

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原子能科学技术 2013年第B6期47卷 48-51页

作者：吴文斌李庆王侃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重点实验室四川成都610041

采用有限差分方法离散三维中子扩散方程,并通过常用的源迭代法求解keff,其中内迭代采用基于HYPRE的并行共轭梯度法。对IAEA-3D基准题的数值计算结果表明,该方法取得了较高的并行效率。

关键词：三维扩散方程并行计算 HYPRE

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压水堆堆顶CRDM抗震支承环焊接变形的分析及控制

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核动力工程 2013年第S1期34卷 109-111,119页

作者：何培峰王庆田张翼慕殿鹏李燕李宁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

控制棒驱动机构(CRDM)抗震支承环是压水堆核电厂反应堆堆顶结构的重要部件之一,本文通过CRDM抗震支承环焊接变形实例,分析了焊接变形的原因及机理,并给出了焊接变形的控制措施,如设计结构优化、焊接过程控制、加工工艺优化等;通过实际... 详细信息

控制棒驱动机构(CRDM)抗震支承环是压水堆核电厂反应堆堆顶结构的重要部件之一,本文通过CRDM抗震支承环焊接变形实例,分析了焊接变形的原因及机理,并给出了焊接变形的控制措施,如设计结构优化、焊接过程控制、加工工艺优化等;通过实际加工案例证明,这些控制措施能够较好地控制CRDM抗震支承环的焊接变形。

关键词：控制棒驱动机构(CRDM) 抗震支承环压水堆焊接变形分析控制

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VVER-1000型反应堆停堆及临界模式优化研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 80-83,98页

作者：卢宗健刘同先王金雨吴磊于颖锐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

在确保安全的前提下,经济性是核电厂的重要目标之一。VVER-1000型反应堆某些非并网运行的工况,如换料后重新临界、热停堆及临界、试验后返临界等操作,在操作所占用的时间、原材料的消耗量以及产生的废水量等方面可作优化。笔者对影响停... 详细信息

在确保安全的前提下,经济性是核电厂的重要目标之一。VVER-1000型反应堆某些非并网运行的工况,如换料后重新临界、热停堆及临界、试验后返临界等操作,在操作所占用的时间、原材料的消耗量以及产生的废水量等方面可作优化。笔者对影响停堆及临界操作的重要因素,即控制棒和硼酸浓度的配置进行定性和定量的分析,得出优化的一般步骤和基本原则,并对3个案例实施了优化。

关键词： VVER-1000 停堆及临界模式优化研究

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基于六角形节块法的行波堆燃耗程序HANDF-E

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原子能科学技术 2013年第B6期47卷 376-380页

作者：孙伟李庆王侃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重点实验室四川成都610041

针对行波堆燃耗深、轴向非均匀性较强的特点,基于六角形节块法开发了宏观燃耗程序HANDF-E。对程序进行较算的结果表明,该程序计算精度较高,能满足行波堆深燃耗计算快速、准确的要求。采用不同能群结构进行堆芯计算的结果表明,在6群框架... 详细信息

针对行波堆燃耗深、轴向非均匀性较强的特点,基于六角形节块法开发了宏观燃耗程序HANDF-E。对程序进行较算的结果表明,该程序计算精度较高,能满足行波堆深燃耗计算快速、准确的要求。采用不同能群结构进行堆芯计算的结果表明,在6群框架下行波堆计算能取得计算速度和精度的最优。

关键词：六角形节块法宏观燃耗行波堆能群结构

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反应堆主设备安装工艺及专用工具的设计研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 162-163,171页

作者：董正平瓮松峰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

通过对国内外反应堆主设备吊运安装技术特点、主设备安装要求、反应堆厂房布置的研究,借鉴以往主设备安装工艺的优化与改进经验,确定一套适用于M310堆型的反应堆主设备安装工艺,并研制出满足实际工程建设所需的主设备安装专用工具。

关键词：主设备安装工艺专用工具

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燃料组件管座非接触式精密测量方法

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核动力工程 2013年第S1期34卷 145-147,151页

作者：雍泾刘兆东郑洪涛冯琳娜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

根据燃料组件管座定位销孔的几何特性及其相对位置特性,结合视觉测量的特点,提出燃料组件管座非接触式精密测量方法。该方法采用光学相机获取销孔边缘图像,以边缘点的坐标值为基础,通过误差点剔除、圆弧拟合等算法实现管座定位销孔的直... 详细信息

根据燃料组件管座定位销孔的几何特性及其相对位置特性,结合视觉测量的特点,提出燃料组件管座非接触式精密测量方法。该方法采用光学相机获取销孔边缘图像,以边缘点的坐标值为基础,通过误差点剔除、圆弧拟合等算法实现管座定位销孔的直径及相对位置自动检测。该方法检测精度高达5μm,可以避免接触式测量引起的组件管座损伤和减少人为操作引起的测量误差。

关键词：燃料组件管座定位销孔非接触式精密测量

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基于格林函数节块法的物理与热工-水力耦合方法研究

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原子能科学技术 2013年第2期47卷 266-270页

作者：赵文博姚栋王侃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重点实验室四川成都610041

开发了三维物理与热工-水力耦合的PWR堆芯瞬态分析程序NGFMN-K/COBRA-Ⅳ/COBRA-Ⅳ(NCC)。少群时空中子动力学计算采用格林函数节块法程序NGFMN-K,隐式耦合子通道程序COBRA-Ⅳ实现瞬态计算。采用P10H8B功率重构方法给出热组件栅元功率分... 详细信息

开发了三维物理与热工-水力耦合的PWR堆芯瞬态分析程序NGFMN-K/COBRA-Ⅳ/COBRA-Ⅳ(NCC)。少群时空中子动力学计算采用格林函数节块法程序NGFMN-K,隐式耦合子通道程序COBRA-Ⅳ实现瞬态计算。采用P10H8B功率重构方法给出热组件栅元功率分布,耦合另一个COBRA-Ⅳ程序模块,进行热组件子通道分析得到安全参数。对NEACRP-L-335C1弹棒基准问题的计算表明,NCC程序的计算结果与参考结果符合很好,说明程序计算正确,可用于评估事故结果。

关键词：时空动力学格林函数节块法热工一水力功率重构安全参数

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非能动安全壳冷却系统CFD冷凝和蒸发模型研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 188-191,195页

作者：黄代顺蒋孝蔚余红星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

利用计算流体动力学(CFD)程序平台CASTEM,开发非能动安全壳冷却系统的冷凝、蒸发模型。冷凝模型中分别采用Buleev和k-ε两种湍流模型,蒸发模型采用了***(2009)发展的液膜蒸发模型。试验验证分析表明,计算值与试验值吻合较好,所建立的冷... 详细信息

利用计算流体动力学(CFD)程序平台CASTEM,开发非能动安全壳冷却系统的冷凝、蒸发模型。冷凝模型中分别采用Buleev和k-ε两种湍流模型,蒸发模型采用了***(2009)发展的液膜蒸发模型。试验验证分析表明,计算值与试验值吻合较好,所建立的冷凝、蒸发模型能较好地模拟非能动安全壳冷却系统在稳态下的传热传质特性。

关键词：非能动安全壳冷却系统 CFD 冷凝蒸发

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压力容器下封头异物在役清洁技术研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 120-122,127页

作者：洪龙黄新东王炳炎邓静任荷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

针对反应堆压力容器下封头异物清洁的需要,研究异物抽吸技术。建立固体颗粒在液体中的简化受力模型。进行仿真分析,获得抽吸所需的流速与颗粒质量及密度的关系式。在此基础上设计压力容器下封头抽吸装置,并对其抽吸能力进行分析和试验... 详细信息

针对反应堆压力容器下封头异物清洁的需要,研究异物抽吸技术。建立固体颗粒在液体中的简化受力模型。进行仿真分析,获得抽吸所需的流速与颗粒质量及密度的关系式。在此基础上设计压力容器下封头抽吸装置,并对其抽吸能力进行分析和试验。试验结果表明,该抽吸装置性能良好。

关键词：异物抽吸压力容器流体

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WER-1000型反应堆停堆及临界模式优化研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 80-83页

作者：卢宗健刘同先王金雨吴磊于颖锐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

在确保安全的前提下,经济性是核电厂的重要目标之一.VVER-1000型反应堆某些非并网运行的工况,如换料后重新临界、热停堆及临界、试验后返临界等操作,在操作所占用的时间、原材料的消耗量以及产生的废水量等方面可作优化.笔者对影响停堆... 详细信息

在确保安全的前提下,经济性是核电厂的重要目标之一.VVER-1000型反应堆某些非并网运行的工况,如换料后重新临界、热停堆及临界、试验后返临界等操作,在操作所占用的时间、原材料的消耗量以及产生的废水量等方面可作优化.笔者对影响停堆及临界操作的重要因素,即控制棒和硼酸浓度的配置进行定性和定量的分析,得出优化的一般步骤和基本原则,并对3个案例实施了优化.

关键词： VVER-1000 停堆及临界模式优化研究

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