检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2015年第6期36卷 61-66页

作者：侯炳旭俞冀阳 Dorothée Sénéchal 江光明闵皆昇清华大学工程物理系北京100084 法国电力公司研发中心法国沙图78400 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 法国电力公司中国研发中心北京100005

在对低速气体进行计算流体力学(CFD)数值模拟时,通常忽略气体的可压缩性。当计算体系中存在较大温差和较大组分浓度差时,不可压缩近似会因带来很大计算误差而失效。针对此问题,低马赫数方法通过将实际压力拆分为热力学压力和动力学压力... 详细信息

在对低速气体进行计算流体力学(CFD)数值模拟时,通常忽略气体的可压缩性。当计算体系中存在较大温差和较大组分浓度差时,不可压缩近似会因带来很大计算误差而失效。针对此问题,低马赫数方法通过将实际压力拆分为热力学压力和动力学压力的方式,将物性参数与热力学压力联系起来,在对不可压缩流动求解器进行较小改造后,较准确地处理低马赫数下的可压缩流问题。利用Code_Saturne程序实现该模型,并针对空气射流破坏轻密度气体分层现象进行模拟。首先通过网格敏感性分析,选定中等密度网格为计算网格;然后在比较不同算法的模拟结果中发现,采用低马赫数方法可以明显提高计算精度。最后,利用模拟结果,对空气射流破坏氦气分层实验中氦气的水平分布情况进行分析和讨论。

关键词：计算流体力学低马赫数方法空气射流氦气分层破坏

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基于MELCOR的HE-FUS3实验模拟及氦气冷却系统安全初步分析

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科学技术与工程 2015年第30期35卷 23-29页

作者：崔世杰王杰卢庆张大林田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术系西安710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610041

MELCOR程序是由美国Sandia国立实验室为美国核管会开发,用于模拟轻水堆严重事故进程主要现象的一体化系统软件。针对HE-FUS3氦气实验回路进行了建模和计算分析,取得了良好的结果。该成果可为氦气冷却系统安全分析提供初步的参考;并将继... 详细信息

MELCOR程序是由美国Sandia国立实验室为美国核管会开发,用于模拟轻水堆严重事故进程主要现象的一体化系统软件。针对HE-FUS3氦气实验回路进行了建模和计算分析,取得了良好的结果。该成果可为氦气冷却系统安全分析提供初步的参考;并将继续扩展使用于ITER氦冷包层系统安全分析。首先利用MELCOR对HE-FUS3氦气实验回路进行建模,对LOFA30失流事故进行了稳态及瞬态分析;并将MELCOR程序计算值与实验值进行了对比。结果显示:通过MELCOR对实验回路建模得到的LOFA30失流事故稳态计算值与CATHARE 2参考值大体一致;在失流事故的瞬态进程中,大部分热工水力参数计算值均与实验值符合较好。结果证明利用MELCOR程序对HE-FUS3实验回路整体建模的可靠性很高,通过MELCOR程序计算,用于分析氦气冷却系统安全性的数据准确,可靠,可以继续使用MELCOR对该领域进行更为深入,系统的研究和分析。

关键词： MELCOR 失流事故氦冷包层 HE-FUS3实验

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基于MCNP-ORIGEN2耦合程序的小型行波堆堆芯概念设计

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核技术 2015年第8期38卷 89-94页

作者：侯景景王世庆蔡云汪占河向茜刘海峰核工业西南物理研究院成都610041 成都理工大学工程技术学院乐山614000 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成都610213

研究设计了基于中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,CEFR)的小型"行波"概念堆。采用中子输运程序MCNP和点燃耗程序ORIGEN2的耦合程序进行堆芯设计,重点研究了不同点火组件的富集度和不同布料方案对小型堆的物理参... 详细信息

研究设计了基于中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,CEFR)的小型"行波"概念堆。采用中子输运程序MCNP和点燃耗程序ORIGEN2的耦合程序进行堆芯设计,重点研究了不同点火组件的富集度和不同布料方案对小型堆的物理参数的影响,设计堆芯寿期为30 a,并给出相应的倒料方案。不同点火组件富集度对比结果表明,小堆需要选取合适的富集度,富集度太低无法维持临界,而太高会影响堆芯增殖效应;而低泄漏和棋盘式布料两种方式对比结果表明,后者的增殖组件增殖效应明显高于前者。最终确定倒料周期为8 a,倒料三次,堆芯实现较长寿期,且整个寿期内反应性变化小,各组件燃耗深度相对均匀,组件平均卸料燃耗深度约为238 MWD/kg HM。

关键词：行波堆 MCNP ORIGEN2 耦合堆芯设计小堆

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氦离子注入对中国低活化马氏体钢微结构的影响研究

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科技创新导报 2015年第23期12卷 9-12页

作者：辛勇巨新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 北京科技大学物理系北京100083

该文对中国低活化马氏体(CLAM)钢在室温进行氦离子注入,注量分别为1×1015/cm2、5×1015/cm2和1×1016/cm2。注入后利用透射电子显微镜(TEM)和能谱(EDX)进行微结构分析。TEM的结果表明注入之后没有形成明显的缺陷。对碳化... 详细信息

该文对中国低活化马氏体(CLAM)钢在室温进行氦离子注入,注量分别为1×1015/cm2、5×1015/cm2和1×1016/cm2。注入后利用透射电子显微镜(TEM)和能谱(EDX)进行微结构分析。TEM的结果表明注入之后没有形成明显的缺陷。对碳化物进行了尺寸统计,结果表明氦离子注入之后的碳化物尺寸较注入之前有所增加。电子衍射斑点和EDX的结果表明碳化物为M6C和M23C6类型,其成分和结构在注入前后均没有发生变化。

关键词：离子注入 CLAM钢碳化物

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基于计算流体动力学的矩形通道内气泡运动机理研究

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核动力工程 2014年第3期35卷 111-116页

作者：宫大鑫黄善仿王侃王扶月周铃岚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成都610041

基于计算流体动力学(CFD)方法,利用体积流(VOF)模型对矩形流道内单气泡及双气泡运动进行了数值模拟,并分析了其运动规律。模拟结果与前人实验观测结果相符。单气泡上升过程中经历加速上升和摆动上升两个阶段,其稳定速度与Eo数相关,摇摆... 详细信息

基于计算流体动力学(CFD)方法,利用体积流(VOF)模型对矩形流道内单气泡及双气泡运动进行了数值模拟,并分析了其运动规律。模拟结果与前人实验观测结果相符。单气泡上升过程中经历加速上升和摆动上升两个阶段,其稳定速度与Eo数相关,摇摆阶段的气泡轨迹类似于周期性的正弦曲线。上下分布的气泡会发生聚并现象,水平对称分布的气泡上升过程中会出现规律的分离、靠近现象。研究表明:该方法能够准确地模拟气泡的运动,获得气泡运动的机理,可以作为进一步研究自然循环中不同浮升力下气泡分布机理研究的基础。

关键词：核安全数值模拟气泡动力学浮升力自然循环

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基于模块化射线追踪的矩阵MOC方法(2)——数值验证

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核动力工程 2014年第3期35卷 134-137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成都610041

根据对模块化矩阵特征线(MOC)方法进行的理论研究结果,采用C++语言编制模块化矩阵MOC程序。为验证该程序的计算精度和计算效率,对沸水堆(BWR)栅格、UO2组件、2D C5G7三个基准题进行计算。数值结果表明,模块化矩阵MOC方法具有良好的计算... 详细信息

根据对模块化矩阵特征线(MOC)方法进行的理论研究结果,采用C++语言编制模块化矩阵MOC程序。为验证该程序的计算精度和计算效率,对沸水堆(BWR)栅格、UO2组件、2D C5G7三个基准题进行计算。数值结果表明,模块化矩阵MOC方法具有良好的计算精度和较高的计算效率。

关键词：矩阵MOC 模块化技术多群耦合GMRES 基准验证

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正则化径向基函数神经网络在堆芯轴向功率分布重构中的应用

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核动力工程 2014年第S2期35卷 12-15页

作者：彭星杰应栋川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成都610041

将正则化径向基函数(RBF)神经网络应用于堆芯轴向功率分布重构,通过6节堆外中子探测器的读数值重构堆芯轴向功率分布。使用ACP-100模块式小堆的7740套功率分布以及对应的模拟堆外探测器读数,对RBF神经网络重构方法进行了验证,结果表明:... 详细信息

将正则化径向基函数(RBF)神经网络应用于堆芯轴向功率分布重构,通过6节堆外中子探测器的读数值重构堆芯轴向功率分布。使用ACP-100模块式小堆的7740套功率分布以及对应的模拟堆外探测器读数,对RBF神经网络重构方法进行了验证,结果表明:正则化RBF神经网络重构方法可以精确地重构出堆芯轴向功率分布,并且具有良好的鲁棒性,可以克服功率分布重构问题所固有的不适定性。

关键词：正则化RBF神经网络轴向功率分布重构堆外探测器

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基于大规模并行计算的2D/1D耦合三维全堆输运程序Tiger-3D

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核动力工程 2014年第S2期35卷 135-139页

作者：吴文斌李庆王侃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 清华大学工程物理系北京100084

2D/1D耦合方法求解三维输运方程具有快速、精确的优点;通常的2D/1D耦合方法利用轴向和角度方面的并行度,不能进行大规模并行计算。本研究在三维粗网有限差分(CMFD)框架下,径向采用区域分解并行的矩阵特征线方法(MOC),轴向采用扩散有限差... 详细信息

2D/1D耦合方法求解三维输运方程具有快速、精确的优点;通常的2D/1D耦合方法利用轴向和角度方面的并行度,不能进行大规模并行计算。本研究在三维粗网有限差分(CMFD)框架下,径向采用区域分解并行的矩阵特征线方法(MOC),轴向采用扩散有限差分,综合利用2D/1D耦合方法径向和轴向的并行度,基于消息传递接口(MPI)实现大规模的并行计算,编写了Tiger-3D程序。数值验证表明,Tiger-3D程序具有良好的计算精度和较高的计算效率。

关键词： 2D/1D耦合方法全堆输运计算大规模并行计算

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基于BEAVRS全堆基准题的RMC临界计算验证

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核动力工程 2014年第S2期35卷 235-238页

作者：唐霄梁金刚王侃葛攀和李万林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成都610041

BEAVRS是基于20世纪60年代美国商用反应堆建立的基准题模型,具有精细的堆芯配置参数和详细的运行测量数据,是新型的反应堆分析工具验证基准题。本研究利用自主堆用蒙卡程序(RMC)对BEAVRS进行建模,计算反应堆在不同硼浓度和控制棒步数条... 详细信息

BEAVRS是基于20世纪60年代美国商用反应堆建立的基准题模型,具有精细的堆芯配置参数和详细的运行测量数据,是新型的反应堆分析工具验证基准题。本研究利用自主堆用蒙卡程序(RMC)对BEAVRS进行建模,计算反应堆在不同硼浓度和控制棒步数条件下的临界有效增殖系数、控制棒价值、温度系数、仪表管里的235U裂变率等一系列重要参数。结果与实测数据及同类软件结果在可接受范围,验证了RMC进行反应堆临界分析的精确性和可靠性。

关键词： BEAVRS基准题全堆临界计算 RMC

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应用CMFD加速区域分解的并行MOC

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核动力工程 2014年第1期35卷 1-4页

作者：吴文斌李庆王侃清华大学二工程物理系北京100084 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成都610041

空间区域分解适合于大规模并行求解中子输运方程,但是子区域的增多会导致收敛变慢。为了克服这一缺点,采用粗网有限差分(CMFD)技术对空间区域分解的并行特征线方法(MOC)进行加速。使用ScaLAPACK求解CMFD粗网扩散方程;CMFD的粗网解既用... 详细信息

空间区域分解适合于大规模并行求解中子输运方程,但是子区域的增多会导致收敛变慢。为了克服这一缺点,采用粗网有限差分(CMFD)技术对空间区域分解的并行特征线方法(MOC)进行加速。使用ScaLAPACK求解CMFD粗网扩散方程;CMFD的粗网解既用来修正细网标通量,又用于修正内界面角通量。一维MOC数值结果表明,对于区域分解并行的MOC,CMFD技术是一种十分高效的加速方法,可以显著提高收敛速度。

关键词：区域分解 CMFD加速特征线方法内界面修正

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