检索结果-内蒙古大学图书馆

哈尔滨工程大学学报 2020年第11期41卷 1669-1674页

作者：张银星高璞珍何晓强陈冲林宇琦刘怡雯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 海军工程大学核科学技术学院湖北武汉430033 中国舰船研究设计中心湖北武汉430064 武汉第二船舶设计研究所湖北武汉430064

为了探究棒束通道内的自然循环流动特性,本文采用将三维计算流体动力学(CFD)软件STAR-CCM+与一维用户程序(User Code)耦合的方法进行研究。通过三维软件模拟棒束通道,一维自定义用户程序模拟自然循环回路的方法实现对包含棒束通道的自... 详细信息

为了探究棒束通道内的自然循环流动特性,本文采用将三维计算流体动力学(CFD)软件STAR-CCM+与一维用户程序(User Code)耦合的方法进行研究。通过三维软件模拟棒束通道,一维自定义用户程序模拟自然循环回路的方法实现对包含棒束通道的自然循环系统的模拟。为证明数值模拟结果的准确性,将数值模拟得到的自然循环冷却剂流量和棒束通道内压降结果与实验结果进行比较,结果表明:数值模拟结果与实验值符合较好,证实STAR-CCM+与一维用户程序耦合的计算方法能够很好的预测棒束通道的自然循环流动特性。本文对一维用户程序与三维STAR-CCM+之间的数据交互方法做了说明,为实现一维用户程序与STAR-CCM+耦合研究提供参考。

关键词：棒束通道自然循环数值模拟用户程序 STAR-CCM+ 耦合模拟数据交互流动特性

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摇摆对自然循环核热耦合平均功率的影响

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原子能科学技术 2013年第11期47卷 1998-2002页

作者：张连胜谭思超赵翠娜高璞珍张虹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 中广核铀业发展有限公司北京100841 中国舰船研究设计中心湖北武汉430064 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610041

通过对摇摆条件下单相自然循环核热耦合的模拟计算,分析研究了摇摆条件下自然循环核热耦合系统平均功率的影响因素。分析结果表明:摇摆条件下,考虑核反馈后的系统平均功率与系统的平均质量流量、系统的平均传热系数成正比,与慢化剂与燃... 详细信息

通过对摇摆条件下单相自然循环核热耦合的模拟计算,分析研究了摇摆条件下自然循环核热耦合系统平均功率的影响因素。分析结果表明:摇摆条件下,考虑核反馈后的系统平均功率与系统的平均质量流量、系统的平均传热系数成正比,与慢化剂与燃料的温度反馈系数比成反比。摇摆参数对系统平均功率的影响和慢化剂与燃料的温度反馈系数比有关。当系统平均传热系数的变化对反应性的影响起主导作用时,摇摆越剧烈,系统平均功率越大;当平均阻力系数的变化对反应性的影响起主导作用时,摇摆越剧烈,系统平均功率越小。

关键词：摇摆自然循环核热耦合平均功率

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异构系统三维高保真堆芯中子输运计算程序ALPHA研发进展

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原子能科学技术 2022年第2期56卷 285-295页

作者：张乾梁亮宋佩涛李颂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 浙江大学物理学系浙江近代物理中心先进核能理论与应用实验室浙江杭州310030 西安核创能源科技有限公司陕西西安710077 中国辐射防护研究院山西太原030006 海军工程大学核科学技术学院湖北武汉430033

ALPHA是哈尔滨工程大学核动力仿真研究中心研发的基于异构系统的三维高保真堆芯中子输运计算程序。ALPHA程序基于性能优化的二维特征线装载图形处理单元(GPU)并行计算核心,基于MPI+CUDA混合编程模型实现粗细粒度的异构系统多节点并行并... 详细信息

ALPHA是哈尔滨工程大学核动力仿真研究中心研发的基于异构系统的三维高保真堆芯中子输运计算程序。ALPHA程序基于性能优化的二维特征线装载图形处理单元(GPU)并行计算核心,基于MPI+CUDA混合编程模型实现粗细粒度的异构系统多节点并行并应用通信掩盖优化。ALPHA的共振计算模型采用原创的细群-子群二级离散策略并采用多群求解核心适配异构系统。ALPHA采用MOC-EX实现三维全堆芯中子输运异构并行计算及GPU并行的粗网有限差分加速。数值结果表明,ALPHA程序在保证计算精度的前提下,具备较高的并行效率和一定的可扩展性,有望实现数值反应堆中中子学计算的轻量化与工程化应用。

关键词：异构计算装载图形处理单元中子输运高保真

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AP1000核电站严重事故下熔融物与混凝土相互作用的研究

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核安全 2019年第6期18卷 37-43页

作者：王钦毕金生丁铭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 生态环境部核与辐射安全中心北京100082

核电站发生堆芯熔化并熔穿压力容器的严重事故时,熔融物落入堆腔中会与混凝土相互作用(Molten Core-Concrete Interactions,MCCI),可能会威胁安全壳的完整性。本文基于MELCOR搭建AP1000核电站的计算模型,设置大破口事故叠加换料水箱重... 详细信息

核电站发生堆芯熔化并熔穿压力容器的严重事故时,熔融物落入堆腔中会与混凝土相互作用(Molten Core-Concrete Interactions,MCCI),可能会威胁安全壳的完整性。本文基于MELCOR搭建AP1000核电站的计算模型,设置大破口事故叠加换料水箱重力注射失效情况,研究压力容器被熔穿后的事故现象及熔融物堆外冷却过程,分析了MC⁃CI现象对安全壳完整性的威胁,即超压风险,燃爆风险和直接熔穿风险。研究结果表明,熔融物落入堆腔后,安全壳内会经历初期快速降压,随后达到水蒸发和冷凝的动态平衡,壳内压力稳定维持在0.2 MPa。MCCI过程中会产生可燃气体,积累至爆炸极限并触发点火装置工作。混凝土底板相比于侧壁更易被消融,在事故时间105 s内被熔穿约1 m。安全壳内部空间在达到热工水力平衡后,熔融物衰变热不断被导出安全壳外,事故最终得到缓解。

关键词：熔融物与混凝土相互作用熔融物堆外冷却 MELCOR

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自然循环装置试验初始条件实现方法研究

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核安全 2019年第3期18卷 56-61页

作者：刘宇生阿不都赛米·亚库甫庄少欣许超安婕铷王昆鹏生态环境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

针对全厂断电事故中主回路自然循环现象的试验模拟问题,基于自然循环试验装置及其运行参数,建立了数值分析模型,采用功率积分、参数拟合等方式对自然循环试验初始条件的实现过程进行了研究。结果表明:采用功率积分或参数拟合等运行方式... 详细信息

针对全厂断电事故中主回路自然循环现象的试验模拟问题,基于自然循环试验装置及其运行参数,建立了数值分析模型,采用功率积分、参数拟合等方式对自然循环试验初始条件的实现过程进行了研究。结果表明:采用功率积分或参数拟合等运行方式均可在自然循环试验装置中实现试验初始条件及状态;与参数拟合相比,积分功率法中系统参数的瞬态效应更为明显,其对应的主回路平均温度、系统压力和循环流量更高。

关键词：自然循环初始条件热工水力整体效应试验验证

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THEATRe和MELCOR程序耦合过程中材料物性参数分析

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中国科技论文在线精品论文 2013年第20期6卷 1986-1991页

作者：石兴伟曹欣荣哈尔滨工程大学核科学与技术学院核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨 150001 环保部核与辐射安全中心北京100082 哈尔滨工程大学核科学与技术学院核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨 150001

由于使用范围的限制,程序间的耦合常面临物性参数适用性问题.为解决程序耦合过程中材料物性参数不匹配问题,通过对程序手册及程序本身的研究,将THEATRe和MELCOR程序中冷却介质物性参数、热构件物性参数和堆芯构件材料的物性参数进行比... 详细信息

由于使用范围的限制,程序间的耦合常面临物性参数适用性问题.为解决程序耦合过程中材料物性参数不匹配问题,通过对程序手册及程序本身的研究,将THEATRe和MELCOR程序中冷却介质物性参数、热构件物性参数和堆芯构件材料的物性参数进行比较分析.结果表明:THEATRe程序无法为MELCOR程序提供高温冷却介质物性参数和全面的堆芯构件材料物性参数,需要拓展高温工况下冷却介质物性表格和堆芯构件材料物性参数,以满足耦合程序对超设计基准事故(beyond design basic accident,BDBA)的模拟.

关键词：核安全 THEATRe MELCOR 程序耦合物性参数

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流量波动条件下圆管内流动换热特性数值研究

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核安全 2014年第1期13卷 39-44页

作者：刘宇生唐济林谭思超高璞珍张春明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

对流量波动条件下核动力装置系统圆管内流体的流动换热特性进行了数值研究,重点研究了波动周期、波动振幅两个因素对流动换热特性的影响。结果表明:流量波动时,通道内的摩阻系数和壁面换热系数均随时间周期性波动,且波动周期与流量波动... 详细信息

对流量波动条件下核动力装置系统圆管内流体的流动换热特性进行了数值研究,重点研究了波动周期、波动振幅两个因素对流动换热特性的影响。结果表明:流量波动时,通道内的摩阻系数和壁面换热系数均随时间周期性波动,且波动周期与流量波动周期相同;波动周期增加,摩阻系数波动幅值减小,壁面换热系数波动振幅变化不明显;相对振幅增加,摩阻系数波动幅值增大,壁面换热系数波动振幅增大。

关键词：流量波动流动特性传热特性数值模拟圆管

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非能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序研究

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核安全 2018年第1期17卷 58-65页

作者：刘宇生许超安婕铷庄少欣程坤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

为确定整体效应试验模拟中的重要热工水力现象,本文以AP1000为例,对AP系列非能动核电厂全厂断电工况下的事故现象进行了识别和排序。通过分析非能动全厂断电的事故进程划分了事故阶段,并基于核电厂设计进行了系统分解;通过对法规进行技... 详细信息

为确定整体效应试验模拟中的重要热工水力现象,本文以AP1000为例,对AP系列非能动核电厂全厂断电工况下的事故现象进行了识别和排序。通过分析非能动全厂断电的事故进程划分了事故阶段,并基于核电厂设计进行了系统分解;通过对法规进行技术分析,获得了非能动核电厂全厂断电事故的安全要求和评判指标;通过对主回路冷却剂系统(RCS)、非能动堆芯冷却系统(PXS)内热工水力现象的识别和重要度判断,得到了非能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序表。研究结果表明:非能动核电厂全厂断电事故可分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统自然循环和长期冷却三个阶段;主冷却剂系统的水体积,尤其是稳压器内的水体积是全厂断电事故中应关注的核心评判指标;在系统部件内识别出的热工水力现象,按其对评估指标的影响程度,可进行现象重要度排序。

关键词：全厂断电非能动现象识别与排序安全判据事故阶段

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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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多堆核电机组控制策略仿真

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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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