检索结果-内蒙古大学图书馆

重庆大学学报（自然科学版） 2011年第1期34卷 128-133页

作者：柳军严波姜乃斌孙英学重庆大学资源与环境科学学院重庆400044 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

提出一种无网格方法中采用分域的思想处理材料和位移不连续问题的方法。该方法将求解域沿不连续面进行分域,通过使用两种转换矩阵使子域交界面上的位移连续性得到满足;采用分块矩阵法计算转换后的刚度矩阵,所得刚度矩阵仍具有稀疏、带... 详细信息

提出一种无网格方法中采用分域的思想处理材料和位移不连续问题的方法。该方法将求解域沿不连续面进行分域,通过使用两种转换矩阵使子域交界面上的位移连续性得到满足;采用分块矩阵法计算转换后的刚度矩阵,所得刚度矩阵仍具有稀疏、带状性。可采用与有限元耦合的方式施加本质边界条件。编制了该算法的计算程序,通过对材料不连续悬臂梁弯曲问题的分析和单边裂纹板裂纹张开位移的计算,验证了该算法的正确性和有效性。

关键词：不连续问题无网格法分域算法转换矩阵

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基于GM(1,1)模型与灰色马尔可夫GM(1,1)模型的核动力装置趋势预测方法研究

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原子能科学技术 2011年第9期45卷 1075-1079页

作者：刘永阔谢春丽于竹君凌霜寒哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 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 东北林业大学交通学院黑龙江哈尔滨150040

在核动力装置灰色GM(1,1)模型趋势预测的基础上,引入马尔可夫链预测理论,建立核动力装置灰色马尔可夫GM(1,1)趋势预测模型。该模型既考虑了GM(1,1)模型较强的处理单调数列的特性,又考虑了通过状态转移概率矩阵的变换提取数据随机波动响... 详细信息

在核动力装置灰色GM(1,1)模型趋势预测的基础上,引入马尔可夫链预测理论,建立核动力装置灰色马尔可夫GM(1,1)趋势预测模型。该模型既考虑了GM(1,1)模型较强的处理单调数列的特性,又考虑了通过状态转移概率矩阵的变换提取数据随机波动响应的特点,灰色马尔可夫GM(1,1)模型将这两种性质有机结合起来,具有严密的科学性,从而拓宽了传统灰色GM(1,1)模型预测的应用范围。实例验证表明:灰色马尔可夫GM(1,1)模型充分利用历史数据给予的信息,不但能对核动力装置运行中的单调数列进行准确的趋势预测,也可实现对波动运行的重要参数进行准确的趋势预测,大幅提高了随机波动较大数据序列的预测精度。

关键词：核动力装置灰色模型马尔可夫链趋势预测

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核电厂数字化仪控系统结构比较分析

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中国核电 2011年第3期4卷 212-219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国家级重点实验室四川成都610041

采用比较方法,分别从核电厂的特殊性、系统分层原理、仪表性能等方面针对几个核电厂数字化仪控系统结构作了对比分析,并从中提出在核电厂设计和应用这类系统时需要注意的问题。

关键词：核电厂数字化仪控系统

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燃料组件格架几何建模及网格划分技术

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核动力工程 2010年第S1期31卷 88-92页

作者：陈杰陈炳德张虹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

为采用计算流体力学(CFD)方法对燃料组件格架的搅混性能进行研究,对燃料组件格架几何建模及网格划分进行了系统的研究。比较不同几何模型得到的计算结果,确定了将搅混格架简化为无刚凸、无弹簧、只有条带和搅混翼结构的模型;出、入口段... 详细信息

为采用计算流体力学(CFD)方法对燃料组件格架的搅混性能进行研究,对燃料组件格架几何建模及网格划分进行了系统的研究。比较不同几何模型得到的计算结果,确定了将搅混格架简化为无刚凸、无弹簧、只有条带和搅混翼结构的模型;出、入口段的模拟长度分别为250mm和230mm;模拟格架的数量为一道。研究网格对计算结果的影响,确定了分段网格划分方式和网格数量:入口段和出口段采用结构化网格,格架段采用非结构化网格。整个研究对象总节点数为1032258,总栅元数为2601614,其中格架段网格数占75.8%。

关键词：计算流体力学燃料组件搅混

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状态导向规程引导下的蒸汽发生器给水流量完全丧失事故分析研究

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核动力工程 2010年第S1期31卷 8-10页

作者：冉旭方红宇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

针对岭澳核电站二期蒸汽发生器(SG)给水流量完全丧失事故,采用CATHARE程序模拟计算了在状态导向规程(SOP)引导下的电厂瞬态响应。计算结果表明,在SOP的引导下,瞬态过程中堆芯未裸露,能够保证反应堆的安全。同时,通过该事故的分析以及与... 详细信息

针对岭澳核电站二期蒸汽发生器(SG)给水流量完全丧失事故,采用CATHARE程序模拟计算了在状态导向规程(SOP)引导下的电厂瞬态响应。计算结果表明,在SOP的引导下,瞬态过程中堆芯未裸露,能够保证反应堆的安全。同时,通过该事故的分析以及与事故导向规程(EOP)的比较,展示了SOP规程在该事故工况下的应用情况。

关键词：状态导向规程 CATHARE程序给水流量完全丧失事故岭澳核电站二期

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岭澳核电站蒸汽发生器水位控制系统改进方案仿真研究

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核动力工程 2010年第4期31卷 66-70页

作者：陈智张英张帆余红星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

利用核电厂瞬态分析和控制系统优化设计程序CATIA2,依据各典型瞬态试验验收的不同准则,通过核电厂典型瞬态下的数值仿真试验,为岭澳核电站解决主给水流量系统管路及调节阀振动问题拟采用的蒸汽发生器给水控制系统改进方案进行了仿真验... 详细信息

利用核电厂瞬态分析和控制系统优化设计程序CATIA2,依据各典型瞬态试验验收的不同准则,通过核电厂典型瞬态下的数值仿真试验,为岭澳核电站解决主给水流量系统管路及调节阀振动问题拟采用的蒸汽发生器给水控制系统改进方案进行了仿真验证。结果表明:该改进方案可行,并且对反应堆控制系统所带来的影响是可接受的。

关键词：蒸汽发生器水位控制系统改进方案仿真研究

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秦山核电厂二期扩建工程吊篮筒体焊接变形的分析及其控制

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核动力工程 2010年第6期31卷 1-4,9页

作者：王庆田许斌何大明李燕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

秦山核电厂二期扩建工程反应堆堆内构件3#吊篮筒体在制造过程中出现严重焊接变形,导致功能丧失。对造成这一不符合项的原因进行了分析。对4#吊篮筒体的焊接采取了包括修改焊接工装、修改焊接工艺与参数、施加反变形等措施,以尽可能地减... 详细信息

秦山核电厂二期扩建工程反应堆堆内构件3#吊篮筒体在制造过程中出现严重焊接变形,导致功能丧失。对造成这一不符合项的原因进行了分析。对4#吊篮筒体的焊接采取了包括修改焊接工装、修改焊接工艺与参数、施加反变形等措施,以尽可能地减小焊接变形。结果表明,4#吊篮筒体焊接结果满足设计要求。

关键词：反应堆堆内构件核电吊篮筒体焊接变形控制

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应用不连续因子修正的六角形解析节块方法

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核动力工程 2010年第2期31卷 1-5页

作者：倪东洋咸春宇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

在六角形解析节块方法中引入不连续因子,对该方法进行改进研究,并研制了分析程序HANDF和HANDF-C。应用该程序对UO2和MOX燃料组件组成的基准题进行了计算,结果表明,改进后的方法能够有效地提高反应堆堆芯(特别是非均匀性较强的堆芯)功率... 详细信息

在六角形解析节块方法中引入不连续因子,对该方法进行改进研究,并研制了分析程序HANDF和HANDF-C。应用该程序对UO2和MOX燃料组件组成的基准题进行了计算,结果表明,改进后的方法能够有效地提高反应堆堆芯(特别是非均匀性较强的堆芯)功率分布和有效增殖因子的计算精度。

关键词：不连续因子六角形节块解析节块方法解析基函数中子扩散方程

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超临界水堆反应堆物理-热工水力耦合程序系统MCATHAS的开发

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核动力工程 2010年第6期31卷 52-55,74页

作者：安萍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

针对超临界水冷反应堆(SCWR)开发了物理-热工水力耦合计算程序系统(MCATHAS)。该程序充分考虑SCWR轴向材料温度、密度的剧烈变化及和功率分布的相互影响。程序系统采用外耦合的方式;中子学计算采用连续截面库并行版MCNP程序;热工水力计... 详细信息

针对超临界水冷反应堆(SCWR)开发了物理-热工水力耦合计算程序系统(MCATHAS)。该程序充分考虑SCWR轴向材料温度、密度的剧烈变化及和功率分布的相互影响。程序系统采用外耦合的方式;中子学计算采用连续截面库并行版MCNP程序;热工水力计算采用子通道ATHAS程序;燃耗计算采用ORIGEN程序。HPLWR燃料组件计算结果表明,程序计算结果是可靠的。

关键词：超临界水冷堆燃料组件物理热工耦合

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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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