检索结果-内蒙古大学图书馆

兵工自动化 2018年第8期37卷 56-60页

作者：和佳鑫成守宇方茂瑶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 中国舰船研究设计中心武汉430064

针对多堆核电机组控制策略较复杂的问题,采用仿真方法进行研究。结合多堆核电机组的构成及运行特点,提出多堆核电机组运行方案,构建不等负荷运行时蒸汽供应系统的控制策略,并设计了相应的控制器,通过模拟不等负荷并联升、降功率运行2种... 详细信息

针对多堆核电机组控制策略较复杂的问题,采用仿真方法进行研究。结合多堆核电机组的构成及运行特点,提出多堆核电机组运行方案,构建不等负荷运行时蒸汽供应系统的控制策略,并设计了相应的控制器,通过模拟不等负荷并联升、降功率运行2种典型工况,对控制策略进行了验证。仿真结果表明:该策略可以满足多堆核电机组运行的安全性和稳定性要求,可为多堆核电机组控制策略研究提供参考依据。

关键词：多堆核电机组控制器设计控制策略 RELAP5仿真

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基于DRAGON程序的二维/一维耦合堆芯输运计算程序开发

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核动力工程 2017年第1期38卷 25-28页

作者：高明敏曹欣荣朱成林王江萌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 国家核电技术有限公司北京软件技术中心北京102209

DRAGON程序能够进行三维特征线法(MOC)计算,但需大量的计算时间与内存,虽在其中引入大量近似并应用多种加速算法,仍无法满足工程应用的需求。基于DRAGON程序中现有的二维MOC计算模块,开发二维MOC与一维节块展开法(NEM)耦合的堆芯输运计... 详细信息

DRAGON程序能够进行三维特征线法(MOC)计算,但需大量的计算时间与内存,虽在其中引入大量近似并应用多种加速算法,仍无法满足工程应用的需求。基于DRAGON程序中现有的二维MOC计算模块,开发二维MOC与一维节块展开法(NEM)耦合的堆芯输运计算程序DRAGON_HEU,在三维粗网有限差分(CMFD)加速算法的全局框架下通过轴向和径向泄漏项将二维全堆非均匀栅元MOC计算与轴向均匀栅元扩散计算耦合,实现三维堆芯Pin-by-Pin计算。运用C5G7-3D三维扩展基准题验证DRAGON_HEU,计算结果表明:DRAGON_HEU能够节约大量计算时间且具有很高的计算精度。

关键词：二维/一维耦合特征线法粗网有限差分(CMFD) DRAGON

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多孔金属材料强化润滑油传热及阻力特性实验研究

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核动力工程 2017年第3期38卷 24-28页

作者：刘小丫丁铭李春阎昌琪齐云飞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 环境保护部核与辐射安全中心北京100082 哈尔滨工程大学材料科学与化学工程学院哈尔滨150001

滑油冷却器是核电厂广泛使用的润滑设备。多孔金属材料因能显著强化传热而日益得到关注。为了研究多孔金属材料对管内滑油强化传热效果,以68#润滑油为换热工质,不同孔隙率的多孔金属材料为研究对象,通过改变换热管内多孔金属材料的种类... 详细信息

滑油冷却器是核电厂广泛使用的润滑设备。多孔金属材料因能显著强化传热而日益得到关注。为了研究多孔金属材料对管内滑油强化传热效果,以68#润滑油为换热工质,不同孔隙率的多孔金属材料为研究对象,通过改变换热管内多孔金属材料的种类、段数,实验研究管内滑油强化传热特性及其阻力特性。结果表明:在实验范围内,多孔金属材料能显著强化润滑油的传热;油侧努赛尔数与加入的多孔金属材料段数近似成正比;多孔结构是影响其强化传热效果的主要因素。

关键词：滑油冷却器多孔金属材料管内强化换热传热特性阻力特性

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二维MOC的CMFD加速计算模块开发与验证

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原子能科学技术 2017年第1期51卷 106-112页

作者：高明敏曹欣荣朱成林王江萌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 国家核电技术有限公司北京软件技术中心北京102209

DRAGON程序中的二维特征线法(MOC)计算模块包含多种加速方法,但加速效率很高的粗网有限差分(CMFD)加速算法并未得到应用。为提高DRAGON程序中现有的二维MOC计算模块的计算效率,开发了CMFD加速计算模块并探究其收敛稳定性。运用C5G7-2D... 详细信息

DRAGON程序中的二维特征线法(MOC)计算模块包含多种加速方法,但加速效率很高的粗网有限差分(CMFD)加速算法并未得到应用。为提高DRAGON程序中现有的二维MOC计算模块的计算效率,开发了CMFD加速计算模块并探究其收敛稳定性。运用C5G7-2D基准题验证所开发的CMFD加速计算模块,验证结果表明,所开发的CMFD加速计算模块与DRAGON程序中原有的加速模块相比具有很高的计算效率,较同类计算程序OpenMOC有更好的收敛稳定性。

关键词： DRAGON 粗网有限差分特征线法

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海洋条件反应堆热工水力系统分析程序开发及验证

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哈尔滨工程大学学报 2017年第8期38卷 1223-1230页

作者：程坤谭思超陈莹莹孟涛文静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 环境保护部核与辐射安全中心北京100088 中国核动力研究设计院第一研究所四川成都610041

为解决我国浮动核电站研发过程中缺乏适用于海洋条件的反应堆热工水力系统分析程序的问题,本文通过对船舶典型运动形式进行数学描述,建立了海洋条件下流体的惯性加速度模型。通过在现有商用程序中添加海洋条件计算模块,开发得到了适用... 详细信息

为解决我国浮动核电站研发过程中缺乏适用于海洋条件的反应堆热工水力系统分析程序的问题,本文通过对船舶典型运动形式进行数学描述,建立了海洋条件下流体的惯性加速度模型。通过在现有商用程序中添加海洋条件计算模块,开发得到了适用于船舶核动力装置的反应堆热工水力系统分析程序,并利用实验验证和程序间对比验证的方式对海洋条件建模和程序修改的正确性进行了评估。结果表明:程序能够实现对摇摆运动下流动波动实验的模拟,不同运动条件下的程序计算结果与RETRAN-02/GRAV等程序符合良好,证明了运动条件下程序计算结果的可靠性。

关键词：惯性加速度模型系统分析程序程序验证海洋条件热工水力安全分析浮动核电站

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基于小波变换的直接接触凝结过程研究

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哈尔滨工程大学学报 2017年第6期38卷 969-974页

作者：唐继国阎明肖友军阎昌琪孙立成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 中国核电工程有限公司北京100840 中国船舶科学研究中心浙江无锡214082 四川大学水力学与山区河流开发保护国家重点实验室四川成都610207

为研究蒸汽直接接触凝结时的凝结状态及特征,本文利用高速摄像仪和水声换能器采集凝结时的可视化结果及声学信号。实验结果表明,随过冷度和蒸汽流量升高发现4个不同的凝结区域:光滑气泡区、体积波动区、过渡区和毛细波区。对声压波动信... 详细信息

为研究蒸汽直接接触凝结时的凝结状态及特征,本文利用高速摄像仪和水声换能器采集凝结时的可视化结果及声学信号。实验结果表明,随过冷度和蒸汽流量升高发现4个不同的凝结区域:光滑气泡区、体积波动区、过渡区和毛细波区。对声压波动信号进行db2小波7层分解发现,由气泡破碎和气泡分裂引入的低频声压波动的接近,而不同凝结区域的高频波动不同。小波变换得到的各子信号的能量和相对能量分布在同一凝结区域接近,不同凝结区域存在显著差异,可用于不同凝结状态的识别。

关键词：直接接触凝结声压波动小波变换气泡破碎相变时频域分析毛细波

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矩形通道内脉动湍流流动特性实验研究

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核安全 2017年第2期16卷 56-62页

作者：刘宇生许超谭思超胡健高璞珍环境保护部核与辐射安全中心北京100082 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

在流量脉动条件下,本文对矩形通道内的湍流流动特性进行了实验研究,通过理论分析,得到了影响脉动湍流的主要作用力和关键的无量纲数,分析了脉动周期、相对振幅等因素对流量与压降的相位差、压降-流量曲线、时均摩阻系数的影响,并与稳定... 详细信息

在流量脉动条件下,本文对矩形通道内的湍流流动特性进行了实验研究,通过理论分析,得到了影响脉动湍流的主要作用力和关键的无量纲数,分析了脉动周期、相对振幅等因素对流量与压降的相位差、压降-流量曲线、时均摩阻系数的影响,并与稳定流动状态下的流动特性进行了对比。实验结果表明:对于低频脉动湍流,压降驱动力、摩擦阻力和流体自身惯性力是影响流动特性的主要作用力;脉动湍流中,流量的变化滞后于压降变化,存在相位差;由于流体的惯性作用,脉动周期越小,流量脉动的幅值越小;速度相对振幅增大并超过临界值时,时均摩阻系数会显著增大。

关键词：脉动湍流矩形通道阻力特性热工水力相似准则

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安全壳内换料水箱内自然对流现象比例分析

安全壳内换料水箱内自然对流现象比例分析

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第十五届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室学术年会

作者：刘宇生许超孙微谭思超环境保护部核与辐射安全中心哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室

本文以三代核电技术中广泛采用的安全壳内换料水箱(In-containment refueling water storage tank,IRWST)为对象,对事故条件下IRWST内的自然对流现象进行了比例分析,通过列写IRWST内自然对流的控制方程并进行无量纲化,获得了试验模型与... 详细信息

本文以三代核电技术中广泛采用的安全壳内换料水箱(In-containment refueling water storage tank,IRWST)为对象,对事故条件下IRWST内的自然对流现象进行了比例分析,通过列写IRWST内自然对流的控制方程并进行无量纲化,获得了试验模型与原型之间自然对流现象相似应满足的设计准则,并根据相似设计准则,给出了试验装置的设计比例。结果表明:格拉晓夫数、雷诺数和普朗特数是IRWST自然对流试验模型设计应遵循的相似准则;IRWST水箱内的紊流区域及远离壁面的区域应主要保证格拉晓夫数相似准则,自然对流存在自模化现象;靠近壁面区域及层流区域三个相似准则应同时保证,在采用等温等压同工质模拟时,水箱内自然对流特征长度比的三次方与换热温差比应满足反比关系。

关键词：安全壳内换料水箱自然对流比例分析理论分析试验研究

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非能动先进压水堆核电厂SGTR事故概率安全评价

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核技术 2016年第8期39卷 73-78页

作者：潘亚兰栾秀春王喆左嘉旭宋维环境保护部核与辐射安全中心北京100082 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

蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故是核电厂的重要事故之一,并具有其自身的特点。该事故的研究和评价对核电站安全具有较大意义。选取典型非能动先进压水堆核电厂AP1000的SGTR事故进行一级概率安全评价(Prob... 详细信息

蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故是核电厂的重要事故之一,并具有其自身的特点。该事故的研究和评价对核电站安全具有较大意义。选取典型非能动先进压水堆核电厂AP1000的SGTR事故进行一级概率安全评价(Probabilistic Safety Assessment,PSA),采用事件树分析方法得到电厂事件发生后系统、设备和人员不同响应所产生的事故序列,然后建立相关系统的故障树模型进行可靠性分析。借助Risk Spectrum软件,计算SGTR事故导致AP1000核电厂的堆芯损伤频率(Core Damage Probability,CDF),并进行堆芯损伤的最小割集分析及重要度和敏感性分析。通过一系列分析得到导致堆芯损伤的重要基本事件,从而找到系统存在的薄弱环节。

关键词：能动先进压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂堆芯损伤频率概率安全评价

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应用DSmT的堆芯吊篮故障信号小波包分析

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哈尔滨工业大学学报 2015年第10期47卷 113-117页

作者：郭清夏虹韩文伟哈尔滨工程大学工程训练中心哈尔滨150001 核安全与仿真技术国防重点学科实验室(哈尔滨工程大学) 哈尔滨150001

为解决反应堆堆芯吊篮故障信息难以获取问题,提出一种采用DSm T&小波包能量分析的故障特征决策提取融合方法.研究分析了堆芯吊篮在吊篮破裂、吊篮紧固件部分脱落和堆芯支撑下板与吊篮热处理变形3种故障工况的振动信号,采用小波包变... 详细信息

为解决反应堆堆芯吊篮故障信息难以获取问题,提出一种采用DSm T&小波包能量分析的故障特征决策提取融合方法.研究分析了堆芯吊篮在吊篮破裂、吊篮紧固件部分脱落和堆芯支撑下板与吊篮热处理变形3种故障工况的振动信号,采用小波包变换提取故障信号频段能量,将含有故障信息的采集数据经小波包能量分析后直接赋值给DSm T信度函数.实验结果表明,小波包能量分析DSm T融合方法的诊断准确率优于小波包子带能量特征向量图方法,DSm T融合算法能够有效辨识吊篮故障模式,具有较高的诊断效率及可靠性.

关键词：故障信号吊篮故障小波包分析故障特征

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