检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2013年第S1期34卷 91-94页

作者：孙伟李庆倪东洋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

解析节块法是将六角形节块内的每群中子注量率利用解析基函数展开,求得展开系数后可直接对六角形节块进行精细功率重构。应用上述理论模型,为堆芯程序HANDF-E编制了精细功率重构模块。利用VVER440基准题和三维4群热堆问题对该模块进行验... 详细信息

解析节块法是将六角形节块内的每群中子注量率利用解析基函数展开,求得展开系数后可直接对六角形节块进行精细功率重构。应用上述理论模型,为堆芯程序HANDF-E编制了精细功率重构模块。利用VVER440基准题和三维4群热堆问题对该模块进行验证,并与多群蒙特卡罗程序MCMG进行比较。计算结果表明,该方法具有较高的计算精度。

关键词：解析函数展开节块法功率重构 HANDF-E程序

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球床规模对孔隙流动特性影响的CFD模拟研究

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核动力工程 2013年第2期34卷 25-29页

作者：李健宋小明鲁剑超李仲春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

对不同规模的有序堆积球床结构进行建模,并使用计算流体力学(CFD)方法对球床孔隙通道内的单相流动进行数值模拟。球床结构的孔隙区域采用混合网格划分策略,球床的计算规模达到11层,共141个颗粒,能够较真实地反映较大规模球床内部的孔隙... 详细信息

对不同规模的有序堆积球床结构进行建模,并使用计算流体力学(CFD)方法对球床孔隙通道内的单相流动进行数值模拟。球床结构的孔隙区域采用混合网格划分策略,球床的计算规模达到11层,共141个颗粒,能够较真实地反映较大规模球床内部的孔隙流动特性。同时考察了球床的规模大小对其孔隙流动以及床层流动压降的影响规律,获得不同径向规模体心堆积球床的阻力关系式。针对截面积较小的方形通道分析了边壁效应对孔隙流动的影响机理,并通过孔隙流道的沿程压降评估了球床入口/出口效应对床层阻力的影响范围。

关键词：球床规模有序堆积 CFD 阻力特性

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稠密栅堆芯底部再淹没计算模块开发

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核动力工程 2013年第S1期34卷 27-31页

作者：吴丹余红星于俊崇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

再淹没是大破口失水事故下最重要也是最复杂的两相流动换热过程。与普通压水堆堆芯相比,稠密栅堆芯再淹没过程具有包壳峰值温度更高,骤冷更加缓慢等特点。已有的最佳估算程序中的再淹没模块不能直接应用于稠密栅堆芯再淹没过程的模拟。... 详细信息

再淹没是大破口失水事故下最重要也是最复杂的两相流动换热过程。与普通压水堆堆芯相比,稠密栅堆芯再淹没过程具有包壳峰值温度更高,骤冷更加缓慢等特点。已有的最佳估算程序中的再淹没模块不能直接应用于稠密栅堆芯再淹没过程的模拟。本研究在RELAP5程序再淹没模块的基础上开发适用于稠密栅堆芯再淹没计算的工具,对新的再淹没模块进行验证,并和以往其他模型的开发方案进行比较。结果表明,本文采用的模型开发方案具有一定的合理性,但弥散流区域以及发泡区域的相间阻力及相间换热模型有待进一步研究。

关键词：稠密栅再淹没模型

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稠密棒束通道内骤冷前沿附近壁面放热模型研究

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核动力工程 2013年第4期34卷 33-37页

作者：吴丹余红星于俊崇俞冀阳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

在再淹没过程中,骤冷前沿附近的流动换热现象最为复杂,通常所说的骤冷就是在这个区域发生的对于稠密棒束再淹没过程,实验研究显示其骤冷前沿处壁面温度的下降非常急剧,而已有的估算骤冷前沿附近放热的经验关系式模型未能合理预测该位置... 详细信息

在再淹没过程中,骤冷前沿附近的流动换热现象最为复杂,通常所说的骤冷就是在这个区域发生的对于稠密棒束再淹没过程,实验研究显示其骤冷前沿处壁面温度的下降非常急剧,而已有的估算骤冷前沿附近放热的经验关系式模型未能合理预测该位置处的放热,进而不能很好地模拟整体包壳温度历史曲线形状。本研究结合窄通道沸腾换热相关研究,提出"液体半月板延伸区域瞬态蒸发模型"来估算骤冷前沿附近的放热。与实验结果对比,证明该模型能够更好地估算骤冷前沿处壁面温度的变化。

关键词：稠密棒束再淹没骤冷前沿液体半月板瞬态蒸发

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SCDAP/RELAP5分析UO_2-Zr板型元件严重事故的方法研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 32-36页

作者：张卓华彭诗念黄善仿于俊崇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

SCDAP/RELAP5是一种常见的机理性严重事故分析程序,能够分析多种类型的堆芯构件。通过对比分析SCDAP/RELAP5程序模拟棒形燃料元件与板型燃料元件堆芯在严重事故下行为的分析模型,结合UO2-Zr板型状元件堆芯的特性,提出了运用并改进SCDAP/... 详细信息

SCDAP/RELAP5是一种常见的机理性严重事故分析程序,能够分析多种类型的堆芯构件。通过对比分析SCDAP/RELAP5程序模拟棒形燃料元件与板型燃料元件堆芯在严重事故下行为的分析模型,结合UO2-Zr板型状元件堆芯的特性,提出了运用并改进SCDAP/RELAP5程序模拟UO2-Zr板型元件堆芯在严重事故下行为的研究方案。对程序结构的分析结果表明,SCDAP/RELAP5程序部分结构和模型适用于对UO2-Zr板型元件进行基本的严重事故分析,但需要通过创建新部件、研究新模型,并与已有模型的重新组合搭配才能较为精准地模拟UO2-Zr板型元件严重事故的实际行为。

关键词： SCDAP/RELAP5 板型燃料元件严重事故

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提高三维特征线方法计算速度的初步研究

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核动力工程 2013年第4期34卷 7-11页

作者：张知竹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

反应堆物理计算的发展要求进行三维复杂几何的输运计算,特征线方法可以满足这些要求,在实际中的应用中因收敛缓慢和计算时间过长而受到限制。本文结合现有数值加速手段和计算机硬件发展,提出双重广义粗网有限差分加速方法和角度分组的... 详细信息

反应堆物理计算的发展要求进行三维复杂几何的输运计算,特征线方法可以满足这些要求,在实际中的应用中因收敛缓慢和计算时间过长而受到限制。本文结合现有数值加速手段和计算机硬件发展,提出双重广义粗网有限差分加速方法和角度分组的角度并行方法,并将这2种方法应用于三维特征线程序(TCM)中。通过多个基准题进行数值验证,计算结果表明方法在保证计算精度的前提下,可有效缩短原有程序的计算时间。

关键词：特征线方法双重广义粗网有限差分方法角度并行角度分组三维特征线程序(TCM)

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核反馈对并联双通道自然循环系统流动不稳定性的影响

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原子能科学技术 2013年第4期47卷 557-563页

作者：周铃岚张虹黄善仿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

将热工水力系统分析程序RELAP5与三维物理瞬态输运程序TDOT-T采用并行方式耦合,对并联双通道自然循环系统内核热耦合不稳定性进行分析,得到系统的不稳定边界。分别以燃料时间常数差异较大的板型元件及棒型元件为对象,讨论了核反馈对系... 详细信息

将热工水力系统分析程序RELAP5与三维物理瞬态输运程序TDOT-T采用并行方式耦合,对并联双通道自然循环系统内核热耦合不稳定性进行分析,得到系统的不稳定边界。分别以燃料时间常数差异较大的板型元件及棒型元件为对象,讨论了核反馈对系统稳定性的影响。对于板型元件,核反馈作用对低含汽率区的第1类密度波振荡(DWO)有明显的抑制作用,而对高含汽率区的第2类DWO基本无影响。对于棒型元件,计算分析结果表明核反馈对系统稳定性几乎无影响。

关键词：核反馈自然循环系统流动不稳定 RELAP5 TDOT-T

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三维多群六角形几何中子扩散程序开发

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原子能科学技术 2013年第10期47卷 1707-1712页

作者：孙伟倪东洋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

本文基于解析基函数展开方法求解中子扩散方程的原理,利用满足中子扩散方程的解析基函数,将节块内的各群中子注量率近似展开。为提高该方法的计算精度,节块间耦合条件采用面中子注量率和面中子净流连续。节块间耦合条件的选取需利用源... 详细信息

本文基于解析基函数展开方法求解中子扩散方程的原理,利用满足中子扩散方程的解析基函数,将节块内的各群中子注量率近似展开。为提高该方法的计算精度,节块间耦合条件采用面中子注量率和面中子净流连续。节块间耦合条件的选取需利用源迭代法来求解中子扩散方程。源迭代中的内迭代选用加速的高斯-塞德尔方法,外迭代采用Lyusternik-Wagner外推加速收敛技术。针对中子注量率收敛慢、有效增殖因数收敛快、内迭代方程组系数矩阵更新耗时的特点,采用一种新的加速方法——一次外迭代多次内迭代的方法。基于以上理论模型,发展了三维多群六角形几何中子扩散程序HANDF-D,对三维二群vver440基准题、高通量堆临界实验2、三维四群热堆问题、三维七群快堆问题计算的结果表明,该方法能准确快速地给出堆芯有效增殖因数和功率。

关键词：解析基函数中子扩散方程高斯-塞德尔方法加速收敛方法

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等效均匀化方法在连续能量蒙特卡罗均匀化群常数上的应用

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原子能科学技术 2013年第3期47卷 343-349页

作者：李满仓王侃姚栋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

连续能量蒙特卡罗方法均匀化群常数直接用于堆芯均匀计算,不能与非均匀计算保持反应率和界面流守恒,需进一步处理使其满足等效均匀化原理。本工作研究广义均匀化理论(GET)和超级均匀化方法(SPH)在蒙特卡罗均匀化中的应用,并数值验证简... 详细信息

连续能量蒙特卡罗方法均匀化群常数直接用于堆芯均匀计算,不能与非均匀计算保持反应率和界面流守恒,需进一步处理使其满足等效均匀化原理。本工作研究广义均匀化理论(GET)和超级均匀化方法(SPH)在蒙特卡罗均匀化中的应用,并数值验证简化压水堆堆芯和C5G7基准题。研究表明,GET和SPH的应用提高了蒙特卡罗均匀化群常数堆芯扩散计算的精度,可作为蒙特卡罗等效均匀化方法。

关键词：均匀化等效蒙特卡罗方法广义均匀化理论超级均匀化方法

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下封头熔融物碎片床冷却模型研究

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核动力工程 2013年第2期34卷 16-19,39页

作者：余红星卢庆何晓强苏光辉西安交通大学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

基于集总参数法建立严重事故下压力容器下封头熔融物碎片床冷却行为分析的数学物理模型和分析程序,然后根据试验观察现象,考虑下封头熔融物碎片床的特点,对集总参数法的相关模型进行改进,并基于文献中ALPHA试验结果对模型进行验证。结... 详细信息

基于集总参数法建立严重事故下压力容器下封头熔融物碎片床冷却行为分析的数学物理模型和分析程序,然后根据试验观察现象,考虑下封头熔融物碎片床的特点,对集总参数法的相关模型进行改进,并基于文献中ALPHA试验结果对模型进行验证。结果表明,本文提出的模型能够较好地模拟严重事故下压力容器下封头熔融物冷却行为。

关键词：严重事故熔融物碎片床下封头间隙传热

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