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检索条件"机构=中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国防重点实验室"
2784 条 记 录,以下是2281-2290 订阅
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基于模块化射线追踪的矩阵MOC方法(1)——理论研究
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核动力工程 2014年 第3期35卷 129-133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
研究基于模块化射线追踪的矩阵特征线(MOC)方法,在模块化技术的基础上,提出计算对称芯的方法,降低内存消耗并提高计算效率;分析系数矩阵的构造过程,挖掘系数矩阵的数值特性,该数值特性的综合利用节省了系数矩阵的构造时间和存储空间;... 详细信息
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基于计数器数据分解的RMC全燃耗计算研究
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核动力工程 2014年 第S2期35卷 231-234页
作者: 梁金刚 丘意书 王侃 柴晓明 强胜龙 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
内存不足是蒙特卡罗方法大规模输运模拟的关键问题。对于反应堆燃耗分析,需在输运过程中统计大量反应截面数据,计算机内存限制了燃耗计算规模。本文基于反应堆蒙特卡罗程序(RMC),利用数据分解方法对计数器数据并行存储,并与点燃耗并行耦... 详细信息
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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
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全厂断电严重事故自然循环和蠕变失效分析
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核动力工程 2014年 第5期35卷 17-21页
作者: 向清安 邓纯锐 陈宝文 冯进军 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 环境保护部核与辐射安全中心 北京100082
使用MELCOR 2.1程序建立ACP1000自然循环模型,选取全厂断电叠加辅助给水丧失严重事故(TMLB'),分析主冷却剂管道热段和蒸汽发生器(SG)传热管自然循环现象,采用蠕变失效模型评价主冷却剂系统(RCS)部件失效时间。结果表明,压力容器(RPV... 详细信息
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矩阵指数函数有理近似在点动力学中的应用
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核动力工程 2014年 第S2期35卷 179-182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 成都610041
采用矩阵指数函数有理近似求解点动力学方程,研究了Padé近似、求积组有理近似(QRAM)和切比雪夫有理近似(CRAM)3种方法,并采用Richardson外推提高精度。计算结果表明,在大正反应性插入时,QRAM和CRAM的效果更好;外推后的Padé... 详细信息
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UO_2-Zr弥散燃料板严重事故早期行为与熔融芯体迁移模型研究
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核动力工程 2014年 第5期35卷 143-147页
作者: 张卓华 彭诗念 于俊崇 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 清华大学工程物理系 北京100084
基于UO2-Zr弥散燃料板的结构与材料特性,利用已有的扩散、Nb-Zr反应以及UO2-Zr等材料学相关文献研究了UO2-Zr弥散燃料板严重事故过程中的氧化、固相反应以及熔融物迁移等特殊过程的机理模型,能为含UO2-Zr弥散燃料板芯的严重事故行为... 详细信息
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CFX中湍流模型用于分析超临界水传热的适用性评价
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原子能科学技术 2014年 第1期48卷 67-73页
作者: 李捷 江光明 俞冀阳 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 四川成都610041
通过两组典型实验数据,对商业软件CFX的12种湍流模型用于模拟超临界水竖直向上流动传热的性能进行评价。研究结果表明:强迫对流时,BSL代数应力模型与实验结果符合最好,但各模型间差异均不大;混合对流时,基于壁面函数的ε类型湍流模型不... 详细信息
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芯功率分布重构的两种空间统计性算法
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原子能科学技术 2014年 第9期48卷 1634-1639页
作者: 彭星杰 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
本工作提出两种基于空间统计性理论的芯功率分布重构算法:普通克里金方法是一种基于空间自协方差的最优插值法;卡尔曼滤波方法是一种有效结合理论计算与测量数据的数据同化方法。应用秦山第二核电厂3号机组和大亚湾核电站1号机组的测... 详细信息
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高温高压氢气火焰加速准则研究
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核动力工程 2014年 第3期35卷 125-128页
作者: 彭欢欢 余红星 邹志强 唐晨 朱力 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
从氢气燃烧火焰加速的物理现象出发,介绍用于氢气燃爆风险分析的火焰加速σ准则;从可燃混合气体淬灭和再点燃燃烧模型出发,考虑压力对层流火焰速度的影响,提出高温高压的火焰加速σ准则;利用高温高压氢气燃爆实验对提出的准则进行了验证。
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并联矩形通道流动不稳定性模型研究
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核动力工程 2014年 第2期35卷 41-46页
作者: 钱立波 丁书华 秋穗正 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 西安交通大学核科学与技术学院 西安710049
针对并联矩形通道,基于积分法建立包括入口段、加热段和上升段的并联通道流动不稳定性模型,开发并联矩形通道流动不稳定性分析程序,并采用国内外并联通道流动不稳定性实验对程序进行验证;其次,采用计算分析程序分析并联矩形双通道系统... 详细信息
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