检索结果-内蒙古大学图书馆

应用数学和力学 2013年第9期34卷 976-985页

作者：冯志鹏张毅雄臧峰刚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

采用有限体积法联合大涡模拟方法求解三维湍流流场,采用有限元法离散弹性管结构,对Re=1.35×104的湍流流动作用下三维弹性管的涡致振动进行了数值模拟,结构的动力学响应用Newmark算法来求解,管的运动采用基于扩散光顺方法的动网格... 详细信息

采用有限体积法联合大涡模拟方法求解三维湍流流场,采用有限元法离散弹性管结构,对Re=1.35×104的湍流流动作用下三维弹性管的涡致振动进行了数值模拟,结构的动力学响应用Newmark算法来求解,管的运动采用基于扩散光顺方法的动网格模型来实现.利用建立的数值模型,分析了升力系数、阻力系数、位移、涡脱频率、相位差随频率比的变化特征,成功扑捉到锁定、相位开关,并联合运动轨迹、相图及Poincaré截面映射,研究了升力系数与横向位移的极限环与分叉等非线性特性.研究结果表明,在阻力系数的最小值处,横向振幅达到最大值,同时,横向响应的"锁定"也始于阻力系数最小值处;在"锁定"范围内,横向振幅随着频率比的增大而逐渐减小;在升力系数的最小值处,升力系数与位移间的相位由反相变为同相;在均匀湍流流动作用下,三维弹性管的升力与横向位移并未出现周期解的分叉.

关键词：涡致振动极限环大涡模拟计算流体力学有限元法

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等效天然铀燃料中子学性能分析

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原子能科学技术 2013年第B06期47卷 137-143页

作者：魏彦琴王连杰郑继业黄世恩李庆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 环境保护部核与辐射安全中心北京100082

采用10种回收铀(RU)和贫铀(DU)成分情形,根据等效天然铀(NUE)燃料混合比计算程序ALPHA算得配成NUE燃料的混合比。以标准CANDU 6栅元结构为载体,采用WIMS程序,通过比较NUE燃料与天然铀(NU)燃料的中子学性能参数,以及NUE燃料入堆示范验证... 详细信息

采用10种回收铀(RU)和贫铀(DU)成分情形,根据等效天然铀(NUE)燃料混合比计算程序ALPHA算得配成NUE燃料的混合比。以标准CANDU 6栅元结构为载体,采用WIMS程序,通过比较NUE燃料与天然铀(NU)燃料的中子学性能参数,以及NUE燃料入堆示范验证试验中实际入堆的燃料信息,对NUE燃料与NU燃料的中子学性能等效性进行了论证分析。研究表明,与NU燃料相比,各种情形下NUE燃料在无限增殖系数、卸料燃耗、冷却剂空泡反应性以及燃料温度效应等中子学性能参数上吻合较好,NUE燃料与NU燃料具备较好的中子学等效性,可应用于重水堆核电站,实现回收铀的有效利用。

关键词：等效天然铀燃料天然铀燃料回收铀中子学性能贫铀

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基于Krylov子空间及区域分解理论的二维矩阵特征线方法

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核动力工程 2013年第4期34卷 1-6,15页

作者：张宏博吴宏春曹良志郑友琦夏榜样西安交通大学核科学与技术学院西安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

针对传统特征线方法(MOC)求解中子输运方程计算效率较低的缺陷,构造基于Krylov子空间及区域分解理论的矩阵特征线方法。该方法可得到与传统MOC的基本方程等价的线性代数方程组,并通过基于Krylov子空间理论的广义极小残余(GMRES)算法进... 详细信息

针对传统特征线方法(MOC)求解中子输运方程计算效率较低的缺陷,构造基于Krylov子空间及区域分解理论的矩阵特征线方法。该方法可得到与传统MOC的基本方程等价的线性代数方程组,并通过基于Krylov子空间理论的广义极小残余(GMRES)算法进行高效的矩阵求解;进而提出矩阵MOC的空间非重叠区域分解算法,充分利用成熟的CPU并行技术,提高大型矩阵计算效率。通过沿用二维任意几何传统MOC程序AutoMOC的几何处理框架,实现上述理论,并基于AutoCAD二次开发功能编制出直观方便的区域分解几何处理程序。相关数值计算结果表明,这种矩阵特征线方法较传统MOC具有相近的计算精度和更高的计算速度,并对复杂几何和高散射比问题具有很好的适应性。

关键词：特征线方法(MOC) Krylov子空间区域分解并行计算

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窄环隙流道冷却传热特性实验与仿真研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 123-127页

作者：赫荣辉孙中宁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 哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001

用实验与仿真的方法对6个不同尺寸的环隙流道进行了单相冷却传热研究。实验表明:窄环隙流道内强迫对流换热与常规流道不同,紊流区明显提前,尺寸为0.94 mm的流道只有紊流区;窄环隙流道对换热起强化、抑制的双重作用。仿真与实验结果符合... 详细信息

用实验与仿真的方法对6个不同尺寸的环隙流道进行了单相冷却传热研究。实验表明:窄环隙流道内强迫对流换热与常规流道不同,紊流区明显提前,尺寸为0.94 mm的流道只有紊流区;窄环隙流道对换热起强化、抑制的双重作用。仿真与实验结果符合较好,仿真表明芯管内径变化对窄环隙流道换热有一定影响。

关键词：窄环隙冷却实验仿真分析

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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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超临界水冷堆CSR1000流动不稳定性研究

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核动力工程 2013年第1期34卷 45-51页

作者：田文喜田晓艳冯健秋穗正苏光辉鲁剑超西安交通大学核科学与技术学院西安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

针对中国超临界水冷堆(CSR1000)建立堆芯数学模型,开发基于频域法的超临界水冷堆流动不稳定性分析程序FREDO-CSR1000和基于时域法的超临界水冷堆流动不稳定性分析程序TIMDO。对程序进行初步验证后,使用其对CSR1000堆芯进行流动不稳定性... 详细信息

针对中国超临界水冷堆(CSR1000)建立堆芯数学模型,开发基于频域法的超临界水冷堆流动不稳定性分析程序FREDO-CSR1000和基于时域法的超临界水冷堆流动不稳定性分析程序TIMDO。对程序进行初步验证后,使用其对CSR1000堆芯进行流动不稳定性分析计算,计算结果显示由频域法和时域法计算得到的稳定性边界图都明显分成2个区域,呈现倾斜的双L型,明显存在2个拐点,分别对应流量漂移和密度波振荡2种流动不稳定性现象。2种方法计算得到的CSR1000运行点都处于安全运行空间内,距离流动不稳定性边界较远。

关键词：中国超临界水冷堆(CSR1000) 频域分析法时域分析法流动不稳定性

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压水堆堆顶CRDM抗震支承环焊接变形的分析及控制

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核动力工程 2013年第S1期34卷 109-111,119页

作者：何培峰王庆田张翼慕殿鹏李燕李宁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

控制棒驱动机构(CRDM)抗震支承环是压水堆核电厂反应堆堆顶结构的重要部件之一,本文通过CRDM抗震支承环焊接变形实例,分析了焊接变形的原因及机理,并给出了焊接变形的控制措施,如设计结构优化、焊接过程控制、加工工艺优化等;通过实际... 详细信息

控制棒驱动机构(CRDM)抗震支承环是压水堆核电厂反应堆堆顶结构的重要部件之一,本文通过CRDM抗震支承环焊接变形实例,分析了焊接变形的原因及机理,并给出了焊接变形的控制措施,如设计结构优化、焊接过程控制、加工工艺优化等;通过实际加工案例证明,这些控制措施能够较好地控制CRDM抗震支承环的焊接变形。

关键词：控制棒驱动机构(CRDM) 抗震支承环压水堆焊接变形分析控制

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基于HYPRE并行求解三维中子扩散方程