检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2007年第3期28卷 22-26页

作者：贺慧宁罗毓珊王海军毛庆张毅雄西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室 710049 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

针对核反应堆冷却剂系统中的主管道安注斜接管等温横向射流问题,应用计算流体力学商用软件CFX进行等温横向射流流动的数值模拟,得出了典型运行工况下的三维流场分布。深入研究了射流与主流在不同流速比情况下等温横向射流的流动特性、... 详细信息

针对核反应堆冷却剂系统中的主管道安注斜接管等温横向射流问题,应用计算流体力学商用软件CFX进行等温横向射流流动的数值模拟,得出了典型运行工况下的三维流场分布。深入研究了射流与主流在不同流速比情况下等温横向射流的流动特性、影响区域及主要影响因素,在所研究的参数范围内,得出了流速比是决定等温横向射流流动特性的最重要因素,同时将数值模拟结果与流动可视化试验结果进行了比较,二者吻合良好。

关键词：反应堆冷却剂系统横向射流流速比数值模拟 CFX

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稳压器波动管热分层分析

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核动力工程 2006年第6期27卷 13-17页

作者：张毅雄杨宇西安交通大学 710049 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

为评价热分层对稳压器波动管结构完整性的影响,从理论上分析了稳压器波动管热分层发生的条件。以百万千瓦级三环路压水堆核电厂核反应堆启堆为例,建立了热分层瞬态,研究了热分层应力计算方法,从理论上将一个复杂的三维应力分析问题简化... 详细信息

为评价热分层对稳压器波动管结构完整性的影响,从理论上分析了稳压器波动管热分层发生的条件。以百万千瓦级三环路压水堆核电厂核反应堆启堆为例,建立了热分层瞬态,研究了热分层应力计算方法,从理论上将一个复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题。结合ANSYS程序功能,提出了波动管热分层应力计算的工程方法。

关键词：稳压器波动管热分层应力分析

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弹性管涡致振动的理论模型与数值模拟

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应用数学和力学 2014年第5期35卷 581-588页

作者：冯志鹏臧峰刚张毅雄余晓菲叶献辉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

针对弹性管的涡致振动问题,分别在双向流固耦合模拟得到的流体力系数以及尾流振子模型的基础上,采用Euler-Bernoulli梁模型模拟弹性管,得到了弹性管涡致振动的运动方程,提出两种预测弹性管涡致振动的理论模型.首先通过4阶Galerkin方法... 详细信息

针对弹性管的涡致振动问题,分别在双向流固耦合模拟得到的流体力系数以及尾流振子模型的基础上,采用Euler-Bernoulli梁模型模拟弹性管,得到了弹性管涡致振动的运动方程,提出两种预测弹性管涡致振动的理论模型.首先通过4阶Galerkin方法离散系统的运动方程,采用由双向流固耦合数值模拟得出的流体力数据,预测了弹性管在横向流体作用下的振动响应;其次,引入尾流振子模型模拟弹性管与漩涡脱落间的耦合作用,并将预测结果与流固耦合模拟结果进行了对比分析.结果显示,采用谐和形式流体力的理论模型预测得到的结果偏小,而尾流振子模型能较好地模拟弹性管的涡致振动特性,预测结果比得上双向流固耦合得到的结果,说明尾流振子模型用于弹性管的漩涡脱落诱发振动是可行的和合理的.

关键词：涡致振动尾流振子模型锁定流固耦合

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三维特征线方法中的线性源近似

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核动力工程 2010年第3期31卷 23-29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级重点实验室成都610041

提出了一种在网格内部采用线性源分布的特征线方法,并且编写了线性源特征线方法程序TCM_L。数值计算结果表明,线性源特征线方法的计算精度高于平源特征线方法和简化线性特征线格式SLC;使用大网格计算的线性源特征线方法在保证计算精度... 详细信息

提出了一种在网格内部采用线性源分布的特征线方法,并且编写了线性源特征线方法程序TCM_L。数值计算结果表明,线性源特征线方法的计算精度高于平源特征线方法和简化线性特征线格式SLC;使用大网格计算的线性源特征线方法在保证计算精度的同时可以节省大量的存储空间和计算时间。

关键词：中子输运方程特征线方法平源近似线性源近似基准题

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不同倾角射流时近壁区流动与传热特性研究

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核动力工程 2010年第4期31卷 41-47页

作者：罗毓珊陈凤云王海军杨胜毛庆张毅雄西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安710049 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

针对反应堆冷却剂系统中不同倾角三通构件射流时近壁区流动与传热特性,在试验研究的基础上,比较分析了流速比在0～2范围内,射流以45°、90°倾角入射主流时三通构件不同区域的流动特性、近壁区混合函数及无量纲换热系数。结果表... 详细信息

针对反应堆冷却剂系统中不同倾角三通构件射流时近壁区流动与传热特性,在试验研究的基础上,比较分析了流速比在0～2范围内,射流以45°、90°倾角入射主流时三通构件不同区域的流动特性、近壁区混合函数及无量纲换热系数。结果表明,不同入射角对混合函数及无量纲换热系数的变化趋势影响不大,控制变化趋势的关键参数依然是流速比,入射角仅对混合函数及无量纲换热系数的幅值大小有一定影响。

关键词：不同倾角横向射流近壁区混合函数流动与传热

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压水堆核电厂稳压器波动管热分层现象数值分析

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核动力工程 2009年第4期30卷 91-95页

作者：张力赖建永黄伟李海颖重庆大学机械传动国家级重点实验室 400030 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

为分析评价压水堆核电厂稳压器波动管热分层现象对波动管结构完整性的影响,采用计算流体力学(CFD)分析方法,对稳压器波动管热分层现象进行了数值模拟。研究了波动管内的流体流动,得到了稳压器波动管的传热特性、流体流场和温度分布,分... 详细信息

为分析评价压水堆核电厂稳压器波动管热分层现象对波动管结构完整性的影响,采用计算流体力学(CFD)分析方法,对稳压器波动管热分层现象进行了数值模拟。研究了波动管内的流体流动,得到了稳压器波动管的传热特性、流体流场和温度分布,分析了稳压器波动管波动热分层现象与波动流速之间的关系。研究结果表明:波动流速在一定范围内变化时,管道最大截面温差随着波动流速的增大而增大。并且得到了不同波动流速下管道最大截面温差及其出现的位置,指出了热分层现象发生时波动管的薄弱环节。

关键词：波动管热分层计算流体力学

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倾角变化的窄缝通道内CHF理论模型

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核动力工程 2012年第S1期33卷 90-94页

作者：张亚培田文喜秋穗正苏光辉余红星闫晓西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统工程设计技术重点实验室成都610041 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610041

对倾角变化的矩形窄缝通道的临界热流密度(CHF)进行分析,基于逆向对流限制(CCFL)机理建立相应的理论分析模型,并将该理论模型的预测结果与已有的实验结果进行对比。结果表明:当矩形窄缝通道尺寸为1 mm和2 mm,且倾角在范围在15°~90&... 详细信息

对倾角变化的矩形窄缝通道的临界热流密度(CHF)进行分析,基于逆向对流限制(CCFL)机理建立相应的理论分析模型,并将该理论模型的预测结果与已有的实验结果进行对比。结果表明:当矩形窄缝通道尺寸为1 mm和2 mm,且倾角在范围在15°~90°时,预测结果与实验值符合得比较好;在倾角小于15°时,理论模型对CHF的预测明显小于实验值;修正的Katto-Kosho关系式可以比较准确地预测倾角小于15°时的CHF值;当通道尺寸为5 mm和10 mm时,预测值比实验值大,这表明基于CCFL机理的CHF预测理论模型仅适用于通道尺寸小于等于2 mm的窄缝通道。

关键词：临界热流密度矩形窄缝逆向对流限制

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CFD在核能系统分析中应用的最新进展

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核动力工程 2009年第S1期30卷 28-33页

作者：李林森王侃宋小明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

介绍了国内外计算流体力学(CFD)方法在核能系统分析中应用的最新进展。CFD已经可以应用到一些三维单相瞬态流动情况中,其中包括堆芯及组件内的流场模拟,以及堆芯外空腔和其他领域的模拟分析。CFD的应用还需要进行进一步验证和基准化,并... 详细信息

介绍了国内外计算流体力学(CFD)方法在核能系统分析中应用的最新进展。CFD已经可以应用到一些三维单相瞬态流动情况中,其中包括堆芯及组件内的流场模拟,以及堆芯外空腔和其他领域的模拟分析。CFD的应用还需要进行进一步验证和基准化,并需要针对CFD的应用方法进行研究,包括建立最佳实践导则(BPG)。CFD程序还被用于与热工水力系统程序的多尺度耦合以及与中子物理程序的耦合。CFD程序在两相流领域的应用还处于初级阶段,在湍流和多相流的模拟中需要更进一步发展。

关键词：计算流体力学 BPG多尺度耦合热工物理耦合两相CFD

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用Simulink扩展RELAP5的控制与保护系统仿真功能

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核动力工程 2007年第6期28卷 112-116页

作者：侯东林萌许志红杨燕华陈智上海交通大学核科学与工程学院 200240 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

RELAP5程序本身具有模拟核电站控制与保护系统的功能,但是,由于该程序采用文本输入方式进行建模,编写复杂,可读性不强,不适合于对大型复杂控制系统进行仿真。而Simulink程序采用图形化建模方式,能够高效、便捷地对核电厂复杂控制与保护... 详细信息

RELAP5程序本身具有模拟核电站控制与保护系统的功能,但是,由于该程序采用文本输入方式进行建模,编写复杂,可读性不强,不适合于对大型复杂控制系统进行仿真。而Simulink程序采用图形化建模方式,能够高效、便捷地对核电厂复杂控制与保护系统进行建模。因此,本文将RELAP5程序与Simulink耦合,并利用Simulink扩展RELAP5的控制与保护系统的模拟功能。为了验证两程序耦合方法的准确性,将用Simulink实现的控制与保护系统的仿真结果,与已通过验证的RELAP5实现的具有相同功能的控制与保护系统的仿真结果进行对比,结果表明二者符合较好。

关键词： Simulink程序 RELAP5程序程序耦合核电站控制与保护系统核电站仿真

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广东岭澳核电二期工程数字化棒控棒位系统设计

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核动力工程 2008年第2期29卷 105-109页

作者：黄可东张英王华金钟立平李国勇张瑞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 中广核工程有限公司广东深圳518000

广东岭澳核电二期工程控制棒控制系统和控制棒棒位监测系统(以下简称棒控棒位系统)采用基于法国AREVA的安全级仪控平台TXS技术和数字化技术,以及冗余设计技术手段,实现了反应堆温度和功率的集中控制。采用大功率晶体管实现了对控制棒的&... 详细信息

广东岭澳核电二期工程控制棒控制系统和控制棒棒位监测系统(以下简称棒控棒位系统)采用基于法国AREVA的安全级仪控平台TXS技术和数字化技术,以及冗余设计技术手段,实现了反应堆温度和功率的集中控制。采用大功率晶体管实现了对控制棒的"一带一"控制;采用分组编码探测器对控制棒在堆芯中的位置进行监测。本文对其设计要求和设计特点进行了介绍,并将设计结果与岭澳核电一期和秦山二期棒控棒位系统的设计结果进行了比较。结果表明,岭澳二期的棒控棒位系统能为运行人员和维护人员提供丰富的信息,方便了系统的运行和维护,提高了系统的可靠性。

关键词：数字化棒控棒位系统设计

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