检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2010年第2期31卷 16-20页

作者：柴晓明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国家重点实验室成都610041

介绍了开发的三维中子输运特征线方法程序TCM,使用数值实例对TCM的准确性进行了验证,同时比较了不同插值阶数、离散角度数目和网格大小对计算结果的影响。结果表明,三维特征线方法程序TCM能够求解任意几何形状及反射边界条件的中子输运... 详细信息

介绍了开发的三维中子输运特征线方法程序TCM,使用数值实例对TCM的准确性进行了验证,同时比较了不同插值阶数、离散角度数目和网格大小对计算结果的影响。结果表明,三维特征线方法程序TCM能够求解任意几何形状及反射边界条件的中子输运问题,计算结果具有较高的精度。

关键词：输运方程特征线方法反射边界条件插值基准题

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偏心率对核主泵叶轮口环密封激励力的影响研究

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核动力工程 2021年第6期42卷 190-198页

作者：黎义斌庞敏超王岩王秀勇兰州理工大学能源与动力工程学院兰州730050 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

为探究转子偏心率对核主泵转子密封激励力的影响,基于雷诺时均N-S方程和RNG k-ε湍流模型,选取平面密封、迷宫密封和螺旋密封3种口环结构方案,对核主泵口环间隙内部流动进行数值计算,得到口环间隙区域压力、泄漏量及其密封激励力的分布... 详细信息

为探究转子偏心率对核主泵转子密封激励力的影响,基于雷诺时均N-S方程和RNG k-ε湍流模型,选取平面密封、迷宫密封和螺旋密封3种口环结构方案,对核主泵口环间隙内部流动进行数值计算,得到口环间隙区域压力、泄漏量及其密封激励力的分布规律。结果表明,模型泵性能预测值和试验值较为吻合,扬程最大误差为4.78%。在转子无偏心时,相对于平面密封,采用螺旋密封方案时口环泄漏量显著降低93.1%,而密封激励力增加63%。偏心率为10%时,口环压力分布沿周向较为均匀;当偏心率为30%时,周向靠近偏心位置处,口环间隙内部产生带状压力突升区,相对于无偏心方案,平面密封的泄漏量显著降低43.6%,而密封激励力增大4.4倍,迷宫密封和螺旋密封方案可显著降低转子偏心产生的密封激励力,其中迷宫密封可显著降低55%;偏心率为50%时,口环间隙内部带状压力突升区域偏向高压侧。本数值预测方法为揭示偏心转子对核主泵口环密封激励力的影响提供理论依据。

关键词：核主泵口环密封转子偏心率径向激励力

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核安全级数字化仪控系统软件可靠性评估

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核动力工程 2016年第1期37卷 143-147页

作者：刘盈杨明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 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001

采用核电厂安全审查大纲技术的分支NUREG-0800 BTP7-14分别建立基于贝叶斯(Bayes)网络的阶段评估模型以及综合评估模型。在阶段评估模型中,确立8个阶段,通过13个一级指标、74个二级指标、326个三级指标来完成对软件阶段性的实时评估。选... 详细信息

采用核电厂安全审查大纲技术的分支NUREG-0800 BTP7-14分别建立基于贝叶斯(Bayes)网络的阶段评估模型以及综合评估模型。在阶段评估模型中,确立8个阶段,通过13个一级指标、74个二级指标、326个三级指标来完成对软件阶段性的实时评估。选用Hugin贝叶斯网络分析工具,针对测试对象展开预测推理及敏感性分析。经过测试后得到该软件在生命周期不同阶段对标准的符合程度,经综合评估模型推理,可得该软件在标准层面的可靠性指标是98.84%。经敏感性分析,可以定性地发现软件在生存周期中存在的薄弱环节,为评估核安全级数字化仪控系统的可靠性和安全性奠定基础。

关键词：核安全级数字化仪控系统软件可靠性标准贝叶斯网络

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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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管径与倾角对管束外含空气蒸汽冷凝传热影响研究

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核动力工程 2022年第1期43卷 92-96页

作者：刘诗文李毅成翔边浩志曹博洋丁铭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 哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室哈尔滨150001

通过对不同管径和倾角的3×3管束开展管外含空气蒸汽冷凝试验,研究了传热管管径和倾角影响管束外含空气蒸汽冷凝传热的基本规律。结果表明:管径和倾角的影响在不同压力范围内具有明显差异。在压力0.8 MPa以下,冷凝传热系数总体随管... 详细信息

通过对不同管径和倾角的3×3管束开展管外含空气蒸汽冷凝试验,研究了传热管管径和倾角影响管束外含空气蒸汽冷凝传热的基本规律。结果表明:管径和倾角的影响在不同压力范围内具有明显差异。在压力0.8 MPa以下,冷凝传热系数总体随管径和倾角的减小而增大,管径12 mm、0°倾角传热管的冷凝传热系数较管径19 mm、90°倾角的冷凝传热系数最大可增加29%。在压力0.8 MPa以上,冷凝传热系数随管径的减小而减小,最大可降低18%;随倾角的减小先减小后增大,在约60°倾角时,冷凝传热系数最小。

关键词：传热管管束不凝性气体蒸汽冷凝管径倾角

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液态铅铋合金湍流普朗特数及RANS模型优选

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核动力工程 2023年第2期44卷 98-103页

作者：邓诗雨卢涛邓坚张喜林朱大欢北京化工大学机电工程学院北京100029 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

工程上常采用RANS湍流模型进行热工水力相关的数值模拟,然而液态铅铋合金(LBE)具有独特的热物性,常规湍流普朗特数模型和RANS湍流模型对其流动与传热模拟的适用性有待研究。为更准确地描述绕丝燃料组件内LBE的流动与换热过程,本文基于... 详细信息

工程上常采用RANS湍流模型进行热工水力相关的数值模拟,然而液态铅铋合金(LBE)具有独特的热物性,常规湍流普朗特数模型和RANS湍流模型对其流动与传热模拟的适用性有待研究。为更准确地描述绕丝燃料组件内LBE的流动与换热过程,本文基于大涡模拟对湍流普朗特数模型和RANS湍流模型进行优选。首先,采用四种湍流普朗特数模型对绕丝燃料组件内LBE的流动与传热过程进行大涡模拟,对比分析实验数据和模拟结果并进行模型优选。基于优选的湍流普朗特数模型,评价RANS湍流模型对LBE数值模拟的适用性和准确性。结果表明,Cheng湍流普朗特数模型和SST k-ω模型对LBE流动与传热模拟的准确性和适用性最高。

关键词：液态铅铋合金(LBE) 大涡模拟湍流普朗特数模型 RANS湍流模型绕丝燃料组件

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同步数据流语言pre算子在Coq中的翻译验证

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西华大学学报(自然科学版) 2025年第2期44卷 87-95页

作者：李春燕赵长名杨斐马权侯荣彬成都信息工程大学计算机学院四川成都610225 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

文章对同步数据流语言的pre算子进行详细处理,除了将pre算子翻译至fby算子,还对pre算子在第一周期的值根据其输入参数类型的不同做了相应的初始化,解决了pre算子第一周期为空的问题。输入参数为整型和布尔型,其第一周期初始化为false,... 详细信息

文章对同步数据流语言的pre算子进行详细处理,除了将pre算子翻译至fby算子,还对pre算子在第一周期的值根据其输入参数类型的不同做了相应的初始化,解决了pre算子第一周期为空的问题。输入参数为整型和布尔型,其第一周期初始化为false,浮点型初始化为浮点零;数组和结构体类型,根据其元素类型分别进行不同的初始化。由于pre算子的翻译应用场景大多在核电安全级数字化控制系统(SDCS),因此为了确保其编译的正确性及安全性,整个翻译过程在辅助定理证明器Coq完成了形式化验证。同时该翻译及验证方法在SDCS中进行试用,达到了预期的翻译效果。

关键词：同步数据流语言可信编译器形式化验证

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低流量下等高差自然循环系统倒流现象实验研究

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化工学报 2019年第11期70卷 4231-4237页

作者：孙建闯曹夏昕冉旭张卓华米争鹏丁铭哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点实验室黑龙江哈尔滨150001 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

自然循环系统由于具有固有安全性而被广泛应用于核电站中。等高差自然循环系统是一种特殊的系统,其加热段与水箱之间是通过上下水平段连接。在低流量条件下,这类自然循环系统会发生水箱冷水倒流至上水平段的现象,目前对该现象的研究并... 详细信息

自然循环系统由于具有固有安全性而被广泛应用于核电站中。等高差自然循环系统是一种特殊的系统,其加热段与水箱之间是通过上下水平段连接。在低流量条件下,这类自然循环系统会发生水箱冷水倒流至上水平段的现象,目前对该现象的研究并不常见。对等高度差自然循环系统的上水平段倒流特性进行了可视化实验研究。实验结果表明,上水平段倒流长度随流量的增加而减小,随着加热段出口流体与倒流流体温差的增大而增加。研究发现,上水平段倒流现象主要受加热段出口流体惯性力和与倒流流体形成的浮升力共同影响,并且倒流现象的发生可以通过Richardson数来判定。

关键词：流动热传导流体动力学等高差自然循环可视化倒流现象 Richardson数

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T型圆管内含不凝气蒸汽直接接触凝结研究

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核动力工程 2020年第S02期41卷 114-120页

作者：王杰卢涛邓坚张卓华陆祺北京化工大学机电工程学院北京100029 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

采用VOF多相流模型和自编程的凝结模型对含不凝气蒸汽的直接接触凝结过程进行了数值模拟,并与实验结果进行对比,研究了不凝气对蒸汽直接接触凝结过程中气羽形态、温度和压力分布的影响。研究结果表明:数值计算较好地复现了实验中的气羽... 详细信息

采用VOF多相流模型和自编程的凝结模型对含不凝气蒸汽的直接接触凝结过程进行了数值模拟,并与实验结果进行对比,研究了不凝气对蒸汽直接接触凝结过程中气羽形态、温度和压力分布的影响。研究结果表明:数值计算较好地复现了实验中的气羽运动状态,在少量不凝气存在的条件下,显著抑制了喘振现象的发生;不凝气的存在使得凝结速率降低,在主支管交叉处加强了温度波动,但降低了压力振荡的峰值,也削弱了负压的形成;此外,凝结压力振荡的峰值均出现在温度波动降低的下降边,这表明喘振区凝结压力振荡的峰值产生于过冷水涌入支管的时刻。

关键词：直接接触凝结不凝气气羽形态温度波动压力振荡

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微液膜动力学特性与稳定性实验研究

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强激光与粒子束 2015年第8期27卷 271-274页

作者：李华张友佳张林黄洪文中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610213 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213 中国工程物理研究院核物理与化学研究所四川绵阳621900

气-液两相流设备的性能受限于临界热流密度,开展流动微液膜动力学特性及其稳定性的相关研究是深入理解沸腾危机及临界热流密度机理的关键。采用光学玻璃制成的矩形通道作为实验段,使用微流量齿轮泵驱动去离子水,使其在实验通道入口处与... 详细信息

气-液两相流设备的性能受限于临界热流密度,开展流动微液膜动力学特性及其稳定性的相关研究是深入理解沸腾危机及临界热流密度机理的关键。采用光学玻璃制成的矩形通道作为实验段,使用微流量齿轮泵驱动去离子水,使其在实验通道入口处与在其上部流动的压缩空气接触形成同向流动的分层流。利用共轭光学探测器对流动微液膜的厚度进行了测量,利用高速摄像机对气-液两相分层流波动特性进行了可视化观测。研究表明,在绝热情况下,当液速一定时,液膜的平均厚度随着气速增加而减小,当气速增加到某一阈值时会导致液膜破裂。

关键词：共轭光学探测器微液膜动力学稳定性

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