检索结果-内蒙古大学图书馆

应用科技 2009年第12期36卷 52-55页

作者：李明岩彭敏俊张志俭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

针对非能动余热排出系统在安全壳内的布置方式及运行原理,如果非能动余热排出系统(PRHR:pas-sive residual heat removal)在反应堆正常运行时投入,其效果相当于产生堆芯冷水事故,威胁到堆芯的安全.应用Topmeret、THEATRe建模软件对AP100... 详细信息

针对非能动余热排出系统在安全壳内的布置方式及运行原理,如果非能动余热排出系统(PRHR:pas-sive residual heat removal)在反应堆正常运行时投入,其效果相当于产生堆芯冷水事故,威胁到堆芯的安全.应用Topmeret、THEATRe建模软件对AP1000非能动余热排出系统误开事故进行仿真研究,分析在此事故下堆芯的安全性.结果表明:在非能动余热排出系统误开的事故中,堆芯的压力、温度及燃料表面温度变化均小于安全域值.

关键词： AP1000 非能动余热排出系统误开 Topmeret THEATRe 核电站

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基于ADI的一种堆芯物理实时仿真算法

基于ADI的一种堆芯物理实时仿真算法

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中国核学会2009年学术年会

作者：丁小川赵强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

反应堆内中子扩散方程属于抛物线形偏微分(PDE)方程,原则上可以用交替方向隐式法(ADI)求解.但是采用传统的ADI 差分格式如果网格取得太小,无法保证仿真速度,如果太大又不能保证仿真精度.本文以组件为单位划分网格以保证计算速度,通过对A... 详细信息

反应堆内中子扩散方程属于抛物线形偏微分(PDE)方程,原则上可以用交替方向隐式法(ADI)求解.但是采用传统的ADI 差分格式如果网格取得太小,无法保证仿真速度,如果太大又不能保证仿真精度.本文以组件为单位划分网格以保证计算速度,通过对ADI 方法进行调整,引入调整因子使扩散方程强制守恒,以减少截断误差.以秦山二期为对象建立了仿真模型.结果表明,改进后的ADI 方法在初始通量分布已知的情况下,可以很好地满足仿真精度、速度的要求;辅助在线校正技术,可以用于反应堆堆芯物理全寿期仿真.

关键词：堆芯物理实时仿真 Douglas格式在线校正

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网格质量对数值模拟的影响

网格质量对数值模拟的影响

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中国核学会2009年学术年会

作者：曾和义哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨 150001 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

利用FLUENT 软件对圆管内湍流流动进行了数值模拟,分析了标准两方程湍流模型中近壁区域不同处理方法对网格设置质量要求及其对数值模拟结果的影响.结果表明,网格质量对数值模拟结果的合理性与正确性都有着非常重大影响.在数值模拟过程... 详细信息

利用FLUENT 软件对圆管内湍流流动进行了数值模拟,分析了标准两方程湍流模型中近壁区域不同处理方法对网格设置质量要求及其对数值模拟结果的影响.结果表明,网格质量对数值模拟结果的合理性与正确性都有着非常重大影响.在数值模拟过程中应严格按照所选模型相应要求设置计算网格,并在数值模拟后必须进行相应检查与验证,以确保数值模拟结果的合理性与正确性.

关键词：湍流模型数值模拟网格质量

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核电厂应急操作规程系统的开发

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核动力工程 2008年第4期29卷 104-107,116页

作者：刘飞张志俭彭敏俊哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001

利用实时嵌入式操作系统VxWorks开发了一种应急操作规程系统(EOPS),该系统可以利用计算机技术的优势给操纵员提供详细并易于理解的操作规程。本文介绍了系统的结构特点,并以冷却剂丧失事故(LOCA)为例,在全范围仿真机上对该系统的可行性... 详细信息

利用实时嵌入式操作系统VxWorks开发了一种应急操作规程系统(EOPS),该系统可以利用计算机技术的优势给操纵员提供详细并易于理解的操作规程。本文介绍了系统的结构特点,并以冷却剂丧失事故(LOCA)为例,在全范围仿真机上对该系统的可行性进行了实验验证。结果表明,采用EOPS可以减轻操纵员的工作负担和精神压力,提高核电厂的安全性。

关键词：核电厂应急操作规程计算机化规程

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大事件树法船用核动力装置中小破口失水事故评价

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核动力工程 2008年第3期29卷 64-68页

作者：信世堡邵世威张志俭哈尔滨工程大学核科学与技术学院核安全与仿真技术重点实验室哈尔滨150001

分析了满功率工况下船用核动力中小破口失水事故后安全功能需求、系统响应和操纵人员干预对堆芯损毁的影响,在对前沿系统和支持系统分析和简化的基础上,采用大事件树/小故障树方法建立了事故序列化模型。通过量化分析,找出了始发事件下... 详细信息

分析了满功率工况下船用核动力中小破口失水事故后安全功能需求、系统响应和操纵人员干预对堆芯损毁的影响,在对前沿系统和支持系统分析和简化的基础上,采用大事件树/小故障树方法建立了事故序列化模型。通过量化分析,找出了始发事件下导致堆芯损毁的支配性序列、支配性题头事件,提出了系统改进的建议。

关键词： PSA 失水事故船用核动力大事件树/小故障树

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