检索结果-内蒙古大学图书馆

北京核学会第十届（2014年）核应用技术学术交流会

作者：马超薄涵亮清华大学核能与新能源技术研究院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

确定蒸汽发生器内液滴的来源信息至关重要,是汽水分离机理研究工作的基础。自由液面汽泡破裂产生膜液滴现象是蒸汽发生器内液滴重要来源之一。本文在验证单气泡破裂产生膜液滴模型正确性的前提下,围绕岭澳二期核电站压水堆蒸汽发生器进... 详细信息

确定蒸汽发生器内液滴的来源信息至关重要,是汽水分离机理研究工作的基础。自由液面汽泡破裂产生膜液滴现象是蒸汽发生器内液滴重要来源之一。本文在验证单气泡破裂产生膜液滴模型正确性的前提下,围绕岭澳二期核电站压水堆蒸汽发生器进行建模,使用膜液滴产生模型估算单位时间内两相自由液面处汽泡破裂产生膜液滴情况,获得总体膜液滴产生情况,以及沿蒸汽发生器液面半径方向膜液滴初始参数,包括膜液滴数量分布、尺寸分布、速度分布、初始位置分布等。

关键词：蒸汽发生器汽泡破裂膜液滴初始参数

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反应堆数字化仪控系统安全级硬件平台设计及应用

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核动力工程 2013年第1期34卷 162-164页

作者：吴志强高贺曾少立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 海军装备研究院北京100161

开展了反应堆仪控安全级硬件平台的设计和研制。该平台采用X86系列主控制器、智能输入输出(IO)、高速总线的技术框架,按相关标准的要求进行设计和研制,并通过多项型式试验验证,满足指标要求。

关键词：安全级仪控数字化硬件平台

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GPU加速三维特征线方法的研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 18-23页

作者：张知竹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

三维特征线方法可以精确求解任意几何堆芯的稳态多群中子输运方程,但同时也具有收敛慢、计算时间长的不足,需要研究相应的加速手段。图形处理器(GPU)计算由于具有速度快,能耗低的优点,被认为是未来高性能计算发展的方向之一。研究GPU计... 详细信息

三维特征线方法可以精确求解任意几何堆芯的稳态多群中子输运方程,但同时也具有收敛慢、计算时间长的不足,需要研究相应的加速手段。图形处理器(GPU)计算由于具有速度快,能耗低的优点,被认为是未来高性能计算发展的方向之一。研究GPU计算加速三维特征线方法,并将其应用到三维特征线程序TCM中。借助统一计算设备架构(CUDA)的GPU计算,中央处理器(CPU)负责内存分配、有效增殖系数keff和源分布计算等逻辑性强或归约计算的处理,GPU执行特征线射线扫描细网求解细网通量。计算结果表明,经改写后的程序具有良好的加速效果。

关键词：中子输运特征线方法 GPU CUDA

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反应堆热工水力中CATHARE与TRIO_U程序耦合分析研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 201-205页

作者：彭倩余红星 Simone VANDROUX Fabien PERDU 李松蔚杨雯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 Reactor Thermal-Hydraulics Associated Labs(RTHAL) CEAGrenoble38054France

采用区域覆盖的耦合方法对一维系统程序CATHARE与三维计算流体力学(CFD)程序TRIO_U进行耦合分析研究,对文中建立的简易模型进行稳态计算,通过耦合前程序误差、耦合平台误差测试,确认解析解、系统程序计算结果、TRIO_U程序计算以及单个... 详细信息

采用区域覆盖的耦合方法对一维系统程序CATHARE与三维计算流体力学(CFD)程序TRIO_U进行耦合分析研究,对文中建立的简易模型进行稳态计算,通过耦合前程序误差、耦合平台误差测试,确认解析解、系统程序计算结果、TRIO_U程序计算以及单个程序均与耦合平台耦合计算结果吻合。分别对3个不同的源项区域(热源、动量源、热交换区域)进行耦合计算,并与CATHARE计算结果进行比较。研究结果表明,耦合方法可以模拟算例中所建立的整个反应堆的简易模型。

关键词：系统程序计算流体力学(CFD) CATHARE TRIO_U

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超级等效方法研究

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核动力工程 2013年第3期34卷 11-16页

作者：李满仓王侃姚栋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

在广义等效理论(GET)和超级均匀化方法(SPH)的基础上,提出同时满足反应率、界面流和组件特征值守恒,且不显式使用等效因子的超级等效方法(SPE)。在蒙特卡罗组件均匀化中应用SPE,将该方法植入蒙特卡罗组件均匀化程序MCMC,并通过C5G7基准... 详细信息

在广义等效理论(GET)和超级均匀化方法(SPH)的基础上,提出同时满足反应率、界面流和组件特征值守恒,且不显式使用等效因子的超级等效方法(SPE)。在蒙特卡罗组件均匀化中应用SPE,将该方法植入蒙特卡罗组件均匀化程序MCMC,并通过C5G7基准题进行验证。验证分析表明:SPE等效均匀化群常数堆芯计算精度更高,适应性更广。

关键词：均匀化等效超级等效方法蒙特卡罗方法 C5G7基准题

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龙格库塔方法在三维物理热工耦合瞬态分析中的应用

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核动力工程 2013年第3期34卷 17-23页

作者：赵文博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重点实验室成都610041

物理热工耦合采用模块化耦合方式,中子学空间求解采用第二类边界条件节块格林函数法(NGFM),热工水力求解采用COBRA-Ⅳ程序模块。耦合非线性方程的时间离散采用对角线隐式龙格库塔格式(DIRK),采用Richardson外推和嵌入低阶方法实现时步... 详细信息

物理热工耦合采用模块化耦合方式,中子学空间求解采用第二类边界条件节块格林函数法(NGFM),热工水力求解采用COBRA-Ⅳ程序模块。耦合非线性方程的时间离散采用对角线隐式龙格库塔格式(DIRK),采用Richardson外推和嵌入低阶方法实现时步自适应,采用厄米插值得到连续时刻的解。采用块迭代方式求解离散方程开发NCC程序。数值验证结果表明,计算结果与参考结果符合较好,DIRK(2,2)-E格式是本文所采用的格式中精度、效率较高的。

关键词：龙格库塔节块格林函数法时空动力学热工水力模块化耦合

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行波堆燃烧机理研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 221-224页

作者：汤华鹏严明宇卢川冯琳娜陈彬梁涛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 江苏核电有限公司江苏连云港222042

本文介绍了行波堆(TWR)燃烧原理的数学模型和数值解法,特别针对行波堆平衡态燃耗方程推导和求解以及行波燃烧速度的求解作了详细分析。通过对某1000 MW行波堆堆芯平衡态物理热工耦合计算分析,证明了行波堆原理的可行性和高效的核燃料利... 详细信息

本文介绍了行波堆(TWR)燃烧原理的数学模型和数值解法,特别针对行波堆平衡态燃耗方程推导和求解以及行波燃烧速度的求解作了详细分析。通过对某1000 MW行波堆堆芯平衡态物理热工耦合计算分析,证明了行波堆原理的可行性和高效的核燃料利用能力,以及优异的堆芯综合性能。

关键词：行波堆增殖燃耗

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基于解析节块法的三维多群六角形几何功率重构研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 91-94页

作者：孙伟李庆倪东洋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

解析节块法是将六角形节块内的每群中子注量率利用解析基函数展开,求得展开系数后可直接对六角形节块进行精细功率重构。应用上述理论模型,为堆芯程序HANDF-E编制了精细功率重构模块。利用VVER440基准题和三维4群热堆问题对该模块进行验... 详细信息

解析节块法是将六角形节块内的每群中子注量率利用解析基函数展开,求得展开系数后可直接对六角形节块进行精细功率重构。应用上述理论模型,为堆芯程序HANDF-E编制了精细功率重构模块。利用VVER440基准题和三维4群热堆问题对该模块进行验证,并与多群蒙特卡罗程序MCMG进行比较。计算结果表明,该方法具有较高的计算精度。

关键词：解析函数展开节块法功率重构 HANDF-E程序

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球床规模对孔隙流动特性影响的CFD模拟研究

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核动力工程 2013年第2期34卷 25-29页

作者：李健宋小明鲁剑超李仲春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

对不同规模的有序堆积球床结构进行建模,并使用计算流体力学(CFD)方法对球床孔隙通道内的单相流动进行数值模拟。球床结构的孔隙区域采用混合网格划分策略,球床的计算规模达到11层,共141个颗粒,能够较真实地反映较大规模球床内部的孔隙... 详细信息

对不同规模的有序堆积球床结构进行建模,并使用计算流体力学(CFD)方法对球床孔隙通道内的单相流动进行数值模拟。球床结构的孔隙区域采用混合网格划分策略,球床的计算规模达到11层,共141个颗粒,能够较真实地反映较大规模球床内部的孔隙流动特性。同时考察了球床的规模大小对其孔隙流动以及床层流动压降的影响规律,获得不同径向规模体心堆积球床的阻力关系式。针对截面积较小的方形通道分析了边壁效应对孔隙流动的影响机理,并通过孔隙流道的沿程压降评估了球床入口/出口效应对床层阻力的影响范围。

关键词：球床规模有序堆积 CFD 阻力特性

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稠密棒束通道内骤冷前沿附近壁面放热模型研究

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核动力工程 2013年第4期34卷 33-37页

作者：吴丹余红星于俊崇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

在再淹没过程中,骤冷前沿附近的流动换热现象最为复杂,通常所说的骤冷就是在这个区域发生的对于稠密棒束再淹没过程,实验研究显示其骤冷前沿处壁面温度的下降非常急剧,而已有的估算骤冷前沿附近放热的经验关系式模型未能合理预测该位置... 详细信息

在再淹没过程中,骤冷前沿附近的流动换热现象最为复杂,通常所说的骤冷就是在这个区域发生的对于稠密棒束再淹没过程,实验研究显示其骤冷前沿处壁面温度的下降非常急剧,而已有的估算骤冷前沿附近放热的经验关系式模型未能合理预测该位置处的放热,进而不能很好地模拟整体包壳温度历史曲线形状。本研究结合窄通道沸腾换热相关研究,提出"液体半月板延伸区域瞬态蒸发模型"来估算骤冷前沿附近的放热。与实验结果对比,证明该模型能够更好地估算骤冷前沿处壁面温度的变化。

关键词：稠密棒束再淹没骤冷前沿液体半月板瞬态蒸发

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