检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2009年第S1期30卷 56-59,64页

作者：张勇宋小明黄伟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

采用CFD方法对低流量下倒U型管式蒸汽发生器一次侧内的流动特性进行了分析研究。结果表明,在自然循环模拟试验装置的U型管结构参数条件下,倒流只发生在内层的短管内。低流量时,随单管平均流量的增大,倒流管内的流量相对减小,倒流管数量... 详细信息

采用CFD方法对低流量下倒U型管式蒸汽发生器一次侧内的流动特性进行了分析研究。结果表明,在自然循环模拟试验装置的U型管结构参数条件下,倒流只发生在内层的短管内。低流量时,随单管平均流量的增大,倒流管内的流量相对减小,倒流管数量相对减少,最终倒流消失;随二次侧温度升高,倒流管内的流量也相对减小,倒流管数量相对减少。

关键词： CFD 低流量倒U型管式蒸汽发生器流动特性

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压水堆核电厂燃料元件破损诊断方法

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核动力工程 2008年第4期29卷 135-139页

作者：李兰杨洪润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

在核电厂运行管理中,如果在停堆前知道燃料棒的性能和状态,采用合适的燃料检测管理策略,可减少反应堆的停运时间。本文以燃料元件破损后裂变产物向冷却剂释放的理论为基础,开发了一种通过分析反应堆冷却剂中裂变产物放射性活度估算破损... 详细信息

在核电厂运行管理中,如果在停堆前知道燃料棒的性能和状态,采用合适的燃料检测管理策略,可减少反应堆的停运时间。本文以燃料元件破损后裂变产物向冷却剂释放的理论为基础,开发了一种通过分析反应堆冷却剂中裂变产物放射性活度估算破损燃料元件的数量、破损尺寸和位置的方法。用大亚湾核电站1号机组第2循环的运行跟踪数据对U1C2燃料组件进行了破损诊断。结果表明,诊断结果与停堆后的实测结果基本吻合。

关键词：压水堆核电厂燃料元件破损诊断方法

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含钆燃料组件能量计算

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核动力工程 2010年第4期31卷 8-11页

作者：王家翀安萍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

通过对钆元素中子物理特性和实例组件的计算分析,指出由于常规计算中对计算公式进行简化而忽略了核素俘获反应所带来的能量释放,以及某些核数据库无法提供完整的俘获吸收截面和相关释热参数数据,会给含钆燃料组件中各种物理参数计算带... 详细信息

通过对钆元素中子物理特性和实例组件的计算分析,指出由于常规计算中对计算公式进行简化而忽略了核素俘获反应所带来的能量释放,以及某些核数据库无法提供完整的俘获吸收截面和相关释热参数数据,会给含钆燃料组件中各种物理参数计算带来计算误差;给出了正确的计算公式,并且通过构造组件实例,应用成熟的计算程序和改进后的计算方法获得了正确的计算结果。

关键词：钆元素物理特性燃料组件能量计算准确度

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反应堆压力容器断裂力学分析中弹塑性有限元方法与工程方法的比较

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核动力工程 2009年第4期30卷 1-3,8页

作者：孙英学郑斌臧峰刚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

通过ABAQUS程序对反应堆压力容器筒体裂纹进行了弹塑性断裂力学有限元分析,计算了在热冲击(PTS)瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子KI、J积分。同时,与工程方法计算的结果进行了比较,结果表明:工程方法在PTS计算分析时较三维弹塑性断裂... 详细信息

通过ABAQUS程序对反应堆压力容器筒体裂纹进行了弹塑性断裂力学有限元分析,计算了在热冲击(PTS)瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子KI、J积分。同时,与工程方法计算的结果进行了比较,结果表明:工程方法在PTS计算分析时较三维弹塑性断裂力学有限元方法的计算值偏大,计算结果保守。

关键词：反应堆压力容器断裂力学有限元 J积分

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孔板诱发管道流致振动响应的计算方法

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核动力工程 2009年第3期30卷 22-26页

作者：毛庆姜乃斌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

根据孔板诱发流体脉动压力的试验测量结果,利用ANSYS软件的随机振动分析功能对孔板扰流诱发的管道振动响应进行了计算,分析了脉动压力的相关性对管道振动响应的影响。在此基础上,提出了一种简化计算方法,并将其计算结果与详细方法的计... 详细信息

根据孔板诱发流体脉动压力的试验测量结果,利用ANSYS软件的随机振动分析功能对孔板扰流诱发的管道振动响应进行了计算,分析了脉动压力的相关性对管道振动响应的影响。在此基础上,提出了一种简化计算方法,并将其计算结果与详细方法的计算结果进行了对比。结果表明:该简化方法便于操作、计算时间短,计算得到的管道流致振动响应结果满足保守性要求。

关键词：流致振动孔板功率谱密度管道

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基于绝对节点坐标法的输流管道非线性动力学分析

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振动与冲击 2011年第6期30卷 143-146,157页

作者：蔡逢春臧峰刚叶献辉黄茜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610041

基于绝对节点坐标法,建立一种新的一维二节点输流管道单元。应用Irschik提出的适用于含非材料体系统的Lagrange方程推导输流管道单元的运动方程。采用Euler梁来模拟管道,并完全采用非线性Green应变张量和第二Piola Kirchhoff应力张量,... 详细信息

基于绝对节点坐标法,建立一种新的一维二节点输流管道单元。应用Irschik提出的适用于含非材料体系统的Lagrange方程推导输流管道单元的运动方程。采用Euler梁来模拟管道,并完全采用非线性Green应变张量和第二Piola Kirchhoff应力张量,没有任何量级近似,也没有假设悬臂输流管道的轴线不可伸长,并考虑材料的泊松效应对流速的影响,因此通过该方法得到的运动方程比传统的通过量级近似得到的输流管道的运动方程更合理。通过数值计算,分析不同边界条件下的输流管道非线性行为,并与经典输流管道运动方程的计算结果比较,结果表明该方法更合理。

关键词：绝对节点坐标法输流管道非线性振动稳定性

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含裂纹悬臂输流管道颤振分析

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振动与冲击 2011年第9期30卷 169-173页

作者：叶献辉蔡逢春臧峰刚张毅雄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

基于适用于含非材料体(non-material volumes)系统的Lagrange方程,采用由无裂纹悬臂梁的模态函数加入分段立方多项式构造的裂纹梁的模态函数,推导出了含裂纹的悬臂输流管道的线性运动方程,最后用Matlab编程进行了数值计算,研究裂纹参数... 详细信息

基于适用于含非材料体(non-material volumes)系统的Lagrange方程,采用由无裂纹悬臂梁的模态函数加入分段立方多项式构造的裂纹梁的模态函数,推导出了含裂纹的悬臂输流管道的线性运动方程,最后用Matlab编程进行了数值计算,研究裂纹参数对悬臂输流管道动力特性和颤振特性的影响。结果表明:当固支端附近出现裂纹时,输流管道的颤振临界流速将减小,越靠近固支端,颤振临界流速减小的越多。且随着裂纹深度增加颤振临界流速降低的更加明显。但裂纹离固支端一定位置后时,裂纹的出现将会增大管道的临界流速。另外,裂纹的出现还将导致悬臂输流管道颤振阶数的改变。

关键词：输流管道裂纹颤振临界流速

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SARCS-4程序系统临界物理模拟实验验证

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核动力工程 2018年第3期39卷 166-170页

作者：李满仓陈长姚栋魏彦琴吴文斌赵文博黄世恩倪东洋巨海涛郑洪涛秦冬张知竹汪量子吴磊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610213

SARCS-4程序系统是中国核动力研究设计院自主研发的新一代中子学程序包,需对程序展开工程验证,完善理论模型,提高计算精度。利用成熟燃料元件,设计并制造出与新型燃料组件结构相似的模拟组件。利用模拟组件构造了3种堆芯布置并进行模拟... 详细信息

SARCS-4程序系统是中国核动力研究设计院自主研发的新一代中子学程序包,需对程序展开工程验证,完善理论模型,提高计算精度。利用成熟燃料元件,设计并制造出与新型燃料组件结构相似的模拟组件。利用模拟组件构造了3种堆芯布置并进行模拟实验,验证SARCS-4程序系统的正确性和可靠性。按照单变量准则和多样化准则,考察控制棒、可燃毒物棒、围板和堆芯布置等因素。模拟实验临界棒位校核分析表明:堆芯泄漏、围板效应、控制棒和可燃毒物棒效应是影响校核精度的主要因素,SARCS-4计算程序系统对模拟实验的整体计算精度相对较高,特殊布置堆芯仍需进一步提高计算精度,后续将通过进一步的实验和研究开展持续验证和改进。

关键词：中子学程序包 SARCS-4 临界物理实验模拟实验

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基于LSTM的核电传感器多特征融合多步状态预测

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核动力工程 2021年第4期42卷 208-213页

作者：张思原卢忝余曾辉徐春张倬黄擎宇张尧毅王媛美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成都610213

针对核电工况参数预测的问题,利用核电站传感检测系统采集的大量时间序列,提出了基于长短时记忆网络(LSTM)的多特征融合多步状态预测模型。以某核电厂实时参数系统采集到的SG1蒸汽压力传感数据为研究对象,首先针对数据缺失、采样时标不... 详细信息

针对核电工况参数预测的问题,利用核电站传感检测系统采集的大量时间序列,提出了基于长短时记忆网络(LSTM)的多特征融合多步状态预测模型。以某核电厂实时参数系统采集到的SG1蒸汽压力传感数据为研究对象,首先针对数据缺失、采样时标不一致问题进行数据预处理,然后完成基于LSTM的多特征融合多步状态预测模型的结构设计与建模,最后将本文提出的预测模型与循环神经网络(RNN)、门控循环单元(GRU)、本文模型-全连接层1以及单变量LSTM等多步预测模型进行比较。实验结果表明,本文提出的预测模型的拟合性能和预测性能整体最优,同时也验证了基于LSTM模型的深度学习方法在核电站运行安全保障领域的适用性。

关键词：核电安全时间序列数据状态预测深度学习

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蒙特卡罗算法并行计算研究

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核动力工程 2007年第4期28卷 20-24页

作者：王家翀许川姚栋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 中国核动力研究设计院成都610041

采用蒙特卡罗(MC)计算方法,进行核反应粒子输运计算,是业内近十几年发展起来的一种有相对优势的计算方法。本文针对并行计算过程中数据初始化、计算任务分配、计算结果归约、计算结果一致性、程序功能一致性等关键问题进行了多种算法优... 详细信息

采用蒙特卡罗(MC)计算方法,进行核反应粒子输运计算,是业内近十几年发展起来的一种有相对优势的计算方法。本文针对并行计算过程中数据初始化、计算任务分配、计算结果归约、计算结果一致性、程序功能一致性等关键问题进行了多种算法优劣的比较以及程序实现过程中的难点进行了分析,最终给出了测试结果和研究结论。结果表明,MC算法在粒子输运计算过程中有着相当好的计算效率。

关键词：蒙特卡罗算法并行计算计算效率

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