检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2015年第6期49卷 1026-1031页

作者：彭星杰李天涯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

应用最小二乘支持向量机(LS-SVM)进行了堆芯轴向功率分布重构的研究,通过6节堆内中子探测器的信号重构出堆芯轴向18个节块的功率。使用ACP-100模块式小堆的7 740套轴向功率分布对LS-SVM重构算法进行了验证,实验结果表明:LS-SVM算法的重... 详细信息

应用最小二乘支持向量机(LS-SVM)进行了堆芯轴向功率分布重构的研究,通过6节堆内中子探测器的信号重构出堆芯轴向18个节块的功率。使用ACP-100模块式小堆的7 740套轴向功率分布对LS-SVM重构算法进行了验证,实验结果表明:LS-SVM算法的重构精度远优于交替条件期望(ACE)算法,且LS-SVM算法具有良好的鲁棒性。

关键词：最小二乘支持向量机功率分布重构鲁棒性

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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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高阶有限元方法在中子扩散方程中的应用

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原子能科学技术 2016年第1期50卷 118-125页

作者：蔡云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610213

应用高阶有限元方法求解中子扩散方程第1本征对和高阶本征对,比较了低阶和高阶有限元方法的性能差异以及LGL(Legendre-Gauss-Lobatto)节点和均匀网格节点之间的差异。通过二维BIBLIS和二维IAEA两个基准题,验证了该算法能求解高阶本征对... 详细信息

应用高阶有限元方法求解中子扩散方程第1本征对和高阶本征对,比较了低阶和高阶有限元方法的性能差异以及LGL(Legendre-Gauss-Lobatto)节点和均匀网格节点之间的差异。通过二维BIBLIS和二维IAEA两个基准题,验证了该算法能求解高阶本征对。结果表明,采用LGL节点较均匀节点的高阶有限元方法求解速度更快。

关键词：高阶有限元方法高阶本征向量 Legendre-Gauss-Lobatto节点

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棒束定位格架两相CFD模拟方法研究

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核动力工程 2012年第2期33卷 92-96页

作者：李松蔚张虹姜胜耀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

考虑气泡合并分裂,采用MUSIG模型,对3×3格架内空气-水两相分布进行计算流体力学(CFD)数值模拟研究发现,计算对入口两相分布预计不敏感,但对气泡直径大小敏感;在定位格架下游不远处,空泡份额分布由较小直径气泡起主导作用,格架下游... 详细信息

考虑气泡合并分裂,采用MUSIG模型,对3×3格架内空气-水两相分布进行计算流体力学(CFD)数值模拟研究发现,计算对入口两相分布预计不敏感,但对气泡直径大小敏感;在定位格架下游不远处,空泡份额分布由较小直径气泡起主导作用,格架下游较远处,空泡份额分布由较大直径气泡起主导作用。考虑空气-水两相流量、几何条件和压力对气泡直径的影响,本文提出针对棒束定位格架的数值模拟气泡最大直径设置关系式,并对模型选取和模拟方法给出建议。计算表明空泡份额分布曲线形状与峰值均和实验符合较好,该模拟方法能合理预测复杂通道两相数值分布。

关键词：定位格架两相 CFD MUSIG

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结合多群耦合GMRES的Wielandt迭代用于加速矩阵MOC收敛

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核动力工程 2014年第4期35卷 5-9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

矩阵特征线方法(MOC)通过构造并求解线性方程组,代替传统MOC方法中的反复特征线扫描。幂迭代法求解keff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。本研究结合多群耦合GMRES算法直接求解多群问题,采用Wie... 详细信息

矩阵特征线方法(MOC)通过构造并求解线性方程组,代替传统MOC方法中的反复特征线扫描。幂迭代法求解keff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。本研究结合多群耦合GMRES算法直接求解多群问题,采用Wielandt迭代加速矩阵MOC临界问题的求解。对多个基准题的数值结果表明,与幂迭代法相比,结合多群耦合GMRES的Wielandt迭代具有良好的计算精度和更高的计算效率。

关键词：矩阵特征线方法(MOC) 幂迭代法 Wielandt 多群耦合GMRES

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低功率条件下低高度差开式自然循环流动模式研究

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核动力工程 2020年第4期41卷 50-54页

作者：李毅孙建闯彭航成翔全标曹夏昕周剑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 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点实验室哈尔滨150001

开式自然循环系统广泛应用于能源和化工领域。在一些特殊条件下,低高度差自然循环系统应运而生,但目前研究并不充分。本文采用蒸汽加热方式,对这类的低高度差开式自然循环系统在低功率水平下的流动模式进行了实验研究,并对其流动模式以... 详细信息

开式自然循环系统广泛应用于能源和化工领域。在一些特殊条件下,低高度差自然循环系统应运而生,但目前研究并不充分。本文采用蒸汽加热方式,对这类的低高度差开式自然循环系统在低功率水平下的流动模式进行了实验研究,并对其流动模式以及存在物理现象进行了详细的分析。研究发现,在不同功率水平下,因受不凝性气体和过冷沸腾的影响,该自然循环系统主要存在4种流动模式。最后,对不同流动模式转变点的加热段进出口温度进行分析,结果表明加热段出口温度可作为系统流动模式的判定依据。

关键词：低高度差自然循环开式自然循环不凝性气体过冷沸腾流动模式

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5×5定位格架棒束通道阻力特性研究

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核动力工程 2015年第2期36卷 28-32页

作者：李权陈杰焦拥军于俊崇陈平雷涛茹俊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

采用数值方法对5×5定位格架棒束通道的阻力特性进行研究。采用常用的减小弹簧、刚凸高度,使其与燃料棒间留有微小间隙的方式对格架进行几何建模,发现计算得到局部阻力系数明显小于实验值,分析原因并参考面接触的思路,提出改进的格... 详细信息

采用数值方法对5×5定位格架棒束通道的阻力特性进行研究。采用常用的减小弹簧、刚凸高度,使其与燃料棒间留有微小间隙的方式对格架进行几何建模,发现计算得到局部阻力系数明显小于实验值,分析原因并参考面接触的思路,提出改进的格架几何模型,并采用不同湍流模型进行数值模拟,得出SST模型计算的结果与试验值符合很好。利用改进的模型研究搅混翼及其他部件的阻力特性,发现搅混翼在格架局部阻力系数中所占的比重很小,但其引发的横向流使格架下游的摩擦阻力增加。

关键词：定位格架局部阻力系数摩擦阻力系数湍流模型

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自然循环工况蒸汽发生器一回路流量分配特性分析

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核动力工程 2024年第4期45卷 103-110页

作者：栾行健王文宋嘉豪韩菲蒋二辉程坤杨帆上海交通大学机械与动力工程学院上海200240 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

自然循环是核动力系统一种特殊运行工况,此时蒸汽发生器内倒U型管束会发生反流现象,从而影响一二次侧换热功率与运行稳定性。本研究开发核动力装置蒸汽发生器内一次侧流量分配计算程序,以芬兰PACTEL压水反应堆实验验证计算程序准确性,... 详细信息

自然循环是核动力系统一种特殊运行工况,此时蒸汽发生器内倒U型管束会发生反流现象,从而影响一二次侧换热功率与运行稳定性。本研究开发核动力装置蒸汽发生器内一次侧流量分配计算程序,以芬兰PACTEL压水反应堆实验验证计算程序准确性,并讨论了回路质量流量、管高及一次侧入口温度对倒U型管束蒸汽发生器流量分配的影响。结果表明,倒U型管束的管高越低、一次侧入口温度越低会导致出现反流的临界压降和临界流速越小;相较于倒U型管高度的变化,蒸汽发生器一次侧入口温度的变化更加显著地影响倒U型管束的流量分配;增加循环质量流量可抑制反流现象,随着回路质量流量增加至某一阈值时,倒U型管束反流将不再出现。

关键词：蒸汽发生器自然循环反流倒U型流量分配

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热管堆固态堆芯三维核热力耦合方法与分析

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原子能科学技术 2021年第S02期55卷 189-195页

作者：柴晓明马誉高韩文斌谢碧衡刘旻昀余红星黄善仿刘余杨韵佳徐青蓝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 清华大学工程物理系北京100084

有别于传统堆芯,热管冷却反应堆(简称热管堆)固态堆芯具有高温热膨胀效应,该特性产生了中子物理/热工/力学(简称核热力)相互耦合的效应。本文根据固态堆芯热膨胀反应性反馈机制与热管传热过程,建立固态堆芯三维动态几何的核热力耦合方... 详细信息

有别于传统堆芯,热管冷却反应堆(简称热管堆)固态堆芯具有高温热膨胀效应,该特性产生了中子物理/热工/力学(简称核热力)相互耦合的效应。本文根据固态堆芯热膨胀反应性反馈机制与热管传热过程,建立固态堆芯三维动态几何的核热力耦合方法。应用核热力耦合方法,对KRUSTY热管堆进行稳态分析。结果表明,正常工况下,堆芯从冷态到热态变化过程中,核热力反应性反馈约为-850 pcm,其中堆芯热膨胀效应约占总反馈的90%。核热力耦合分析表明,热膨胀效应是固态堆芯负反馈与自稳调节的主导效应,但另一方面,显著的热应力将威胁堆芯完整性从而影响反应堆安全。在热管堆的设计和运行过程中应重点关注固态堆芯材料的力学性能。

关键词：热管冷却反应堆核热力耦合热管模型

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工质压力及蠕变对冷变形310S不锈钢在超临界水环境下的应力腐蚀开裂行为影响研究

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核动力工程 2022年第6期43卷 108-116页

作者：苏豪展王鹏张乐福上海交通大学机械与动力工程学院上海200240 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

310S不锈钢是一种性能较好的超临界水冷堆候选包壳材料,为丰富310S不锈钢在在超临界水环境下的应力腐蚀性能研究,特别是裂纹扩展速率方面的数据。本研究使用在线监测裂纹扩展的方法,测量了不同冷变形的310S不锈钢在多种工况下的裂纹扩... 详细信息

310S不锈钢是一种性能较好的超临界水冷堆候选包壳材料,为丰富310S不锈钢在在超临界水环境下的应力腐蚀性能研究,特别是裂纹扩展速率方面的数据。本研究使用在线监测裂纹扩展的方法,测量了不同冷变形的310S不锈钢在多种工况下的裂纹扩展速率,分析了工质压力、高温蠕变等因素对310S开裂行为的作用。结果显示:超临界水或高温蒸汽的压力变化对310S不锈钢在500℃下的开裂行为的影响较为有限,冷变形作用促进材料的裂纹扩展,材料的高温蠕变行为在超临界水中对应力腐蚀开裂过程中具有较为重要的加速作用,特别是对于高冷变形和高载荷条件下的材料。本研究丰富了超临界水环境下310S的应力腐蚀裂纹扩展速率的数据,证明了提高材料的抗蠕变性能是优化包壳材料服役性能的重要手段之一,包壳设计制造的过程中应当避免较大幅度的冷变形。

关键词：超临界水冷堆 310S 应力腐蚀开裂蠕变冷变形

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