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语言

  • 501 篇 中文
检索条件"机构=中国核动力研究设计院核反应堆设计技术国家重点实验室"
501 条 记 录,以下是111-120 订阅
排序:
基于MOOSE框架的五方程两相流分析程序开发
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原子能科学技术 2021年 第8期55卷 1420-1428页
作者: 牛钰航 芦韡 贺亚男 邓超群 向烽瑞 巫英伟 苏光辉 秋穗正 田文喜 于洋 卢忝余 西安交通大学 动力工程多相流国家重点实验室陕西西安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四川成都610213
基于多物理场耦合框架MOOSE,采用五方程两相流模型开发了模块化程序ZEBRA,实现了高阶时间、空间离散格式两相流动传热问题的求解。采用Bartolomei开展的垂直圆管过冷沸腾实验对ZEBRA进行验证,在不同热流密度、质量流密度、压力工况下,... 详细信息
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使用广义粗网有限差分方法加速中子输运特征线方法
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计算物理 2010年 第4期27卷 541-547页
作者: 柴晓明 姚栋 王侃 于颖锐 汪量子 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 四川成都610041
提出广义粗网有限差分方法(GCMFD),可以使用三维任意几何形状的粗网格来加速中子输运特征线方法(MOC),同时给出确定广义粗网有限差分方法中宽度因子的方法.将广义粗网有限差分方法应用到三维特征线方法程序TCM中,若干基准题的验证表明,... 详细信息
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CFD与准静态理论混合的管束结构流弹失稳预测方法
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核动力工程 2021年 第3期42卷 90-95页
作者: 宋乐琨 赵燮霖 周进雄 叶献辉 冯志鹏 熊夫睿 西安交通大学航天航空学院机械振动与强度国家重点实验室 西安710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室 成都610213
为开发一种不依赖实验而预测管束结构流体弹性不稳定性(简称流弹失稳)的方法。采用计算流体力学(CFD)方法获取阻力、升力系数及其空间导数,并将3者代入预测流弹失稳的准静态理论中,提出了一种适用于管束结构的混合流弹失稳预测方法,此... 详细信息
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Cr涂层对板状燃料元件起泡特性影响数值模拟
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原子能科学技术 2023年 第6期57卷 1215-1224页
作者: 向烽瑞 贺亚男 邓超群 牛钰航 高士鑫 巫英伟 陈平 田文喜 秋穗正 苏光辉 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室 陕西西安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 四川成都610213
鉴于Cr涂层能够有效地缓解棒状燃料元件包壳在失水事故时的鼓胀现象,本文提出将Cr涂层应用于板状燃料元件以抑制其起泡的方案。为研究Cr涂层对板状燃料元件起泡现象的抑制作用,本文采用有限元分析工具,分别添加Zr和Cr涂层的材料物性,并... 详细信息
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海洋条件对单相强迫流动影响的理论研究
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核动力工程 2009年 第S1期30卷 60-64页
作者: 杜思佳 张虹 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
从流体基本控制方程出发,分析海洋条件对强迫循环流动特性的影响;并采用CFD方法进行模拟及验证。计算发现,在流速一定的条件下,重力、向心力和角加速惯性力等与流体流动无关的惯性力的引入对流型和摩阻没有明显影响;而由于旋转效应引起... 详细信息
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COBRA-IV与CFX程序耦合研究
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核动力工程 2010年 第2期31卷 43-46页
作者: 刘余 张虹 贾宝山 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
通过研究子通道程序(COBRA-IV)和计算流体力学程序(CFX)内部结构,开发了相应的耦合接口,并编写外部控制程序实现了两者的耦合。对5×5棒束组件流动问题的耦合计算结果表明,COBRA-IV/CFX耦合程序是正确的。
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基于特征线方法的三维中子输运程序(Ⅰ)——边界条件的插值处理
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核动力工程 2010年 第2期31卷 11-15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
特征线方法在处理三维中子输运问题的反射边界条件时存在空间问题和角度问题,本文提出了采用平面插值和球面插值方法来分别处理这两个问题,插值方法不仅可以有效解决空间问题和角度问题,而且三维特征线方法在采用插值方法处理边界条件... 详细信息
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传递函数模型问题分析
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强激光与粒子束 2017年 第1期29卷 123-131页
作者: 王远隆 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610213 国家能源压水反应堆技术研发中心 成都610213
模型通过线性化处理后,再经过拉普拉斯变换就得到传递函数模型。但分析发现,在稳定时假设反应性为零线性化处理后得到的传递函数模型有自身的问题。将对这类问题做一个概要性分析。分析方法是理论与实验相结合。理论分析借助系统动... 详细信息
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RIA基准题验证芯三维物理-热工耦合程序
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原子能科学技术 2010年 第11期44卷 1328-1334页
作者: 刘余 李峰 张虹 张渝 贾宝山 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 四川成都610041
以COBRA-Ⅳ和NLSANMT程序为基础,开发了芯三维物理-热工耦合程序C4/NK。针对两个典型的反应性引入事故(RIA),即NEACRP弹棒基准题和提棒基准题,分别进行了验证计算。与参考值和其他程序的计算结果相比,C4/NK耦合程序具有较好的精度,能... 详细信息
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核反应堆热工水力多尺度耦合模拟初步研究
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核动力工程 2010年 第S1期31卷 11-15页
作者: 刘余 张虹 贾宝山 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
近年来,核反应堆安全分析越来越多地强调分析的精细化和真实性,国际上提出了热工水力多尺度耦合模拟研究。该方法包括系统、部件和局部3个尺度,通过一定的耦合方法将3者有机地结合到一起。采用类似的思路,本文提出了基于RELAP5、COBRA4... 详细信息
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