检索结果-内蒙古大学图书馆

哈尔滨工程大学学报 2019年第3期40卷 449-455页

作者：刘宇生许超谭思超庄少欣环境保护部核与辐射安全中心北京100086 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

针对整体试验台架中非能动换热器(PHX)的缩比设计问题,本文对不同核电堆型、不同事故中PHX的工作特点进行了分析。通过建立PHX控制方程并进行模化分析,获得了PHX模拟体与原型PHX之间应满足的通用相似准则,确定了缩比PHX参数设计应满足... 详细信息

针对整体试验台架中非能动换热器(PHX)的缩比设计问题,本文对不同核电堆型、不同事故中PHX的工作特点进行了分析。通过建立PHX控制方程并进行模化分析,获得了PHX模拟体与原型PHX之间应满足的通用相似准则,确定了缩比PHX参数设计应满足的比例关系,并以ACME台架为例进行了缩比PHX的模化设计和失真评估。结果表明:通流面积比和热源数是整体台架PHX设计应遵循的主要相似准则,浮升数和阻力数主要通过PHX系统回路阻力调节来满足;根据通流面积比和热源数相似准则设计的PHX可以满足整体台架对破口和非破口等不同类型事故的模拟要求,且具有较小的比例失真。

关键词：比例分析非能动换热器自然循环理论模型全厂断电整体效应试验

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安全壳内置换料水箱内自然对流现象试验研究

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原子能科学技术 2019年第8期53卷 1000-1006页

作者：刘宇生刘希瑞杜为安乔雪冬谭思超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

以第3代核电技术中广泛采用的安全壳内置换料水箱(IRWST)为对象,通过比例分析获得了自然对流现象的相似准则,设计了缩比试验装置,对事故条件下IRWST内的自然对流现象进行了试验研究,分析了IRWST内自然对流的演变规律及初始条件的影响。... 详细信息

以第3代核电技术中广泛采用的安全壳内置换料水箱(IRWST)为对象,通过比例分析获得了自然对流现象的相似准则,设计了缩比试验装置,对事故条件下IRWST内的自然对流现象进行了试验研究,分析了IRWST内自然对流的演变规律及初始条件的影响。结果表明:相似格拉晓夫数、相似雷诺数和相似普朗特数是IRWST自然对流现象试验装置设计应遵循的相似准则;加热初期,IRWST内以轴向上升羽流为主,随冷热分层的形成,流体的轴向上升运动被抑制,转变为以IRWST中下部区域的径向横流为主;不同初始条件下IRWST内自然对流的演变规律基本一致,但流场演变过程的快慢、流体速度的大小不同。

关键词：安全壳内置换料水箱自然对流比例分析理论模型

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基于点核积分的放射源定位方法

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应用科技 2020年第6期47卷 78-83页

作者：龙泽宇刘永阔杨立群陈志涛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

针对目前放射源估计定位方法中存在的低适用性问题,本文提出了一种基于点核积分的放射源定位方法。首先将连续的辐射区域离散化;然后采用列主元消去和非负线性最小二乘(NNLS)算法与点核积分相结合,对放射源源强进行反解;最后通过可信度... 详细信息

针对目前放射源估计定位方法中存在的低适用性问题,本文提出了一种基于点核积分的放射源定位方法。首先将连续的辐射区域离散化;然后采用列主元消去和非负线性最小二乘(NNLS)算法与点核积分相结合,对放射源源强进行反解;最后通过可信度函数来对放射源的所有可能位置进行判断,从而估计放射源的实际位置。为验证所提方法的有效性,通过MCNP5程序进行了虚拟仿真实验。实验结果表明,提出的方法能以较小的误差定位单放射源及多放射源所在的位置,方法有效可行。

关键词：放射源定位辐射安全点核积分区域离散非负线性最小二乘算法列主元消去算法并行计算 MCNP5

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低压自然循环复合流量脉动实验研究

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原子能科学技术 2019年第8期53卷 1394-1401页

作者：陈先兵高璞珍邹翀谷韫丰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 中国船舶工业贸易公司北京100048

在低压流动沸腾不稳定性实验中,研究了自然循环流动在不同入口过冷度下的演化过程。对实验中的流动沸腾不稳定性入口流量信号进行快速傅里叶变换,基于振幅和频率特性区分了3种流动脉动模式:小幅流量脉动、复合流量脉动和逆流。分析了加... 详细信息

在低压流动沸腾不稳定性实验中,研究了自然循环流动在不同入口过冷度下的演化过程。对实验中的流动沸腾不稳定性入口流量信号进行快速傅里叶变换,基于振幅和频率特性区分了3种流动脉动模式:小幅流量脉动、复合流量脉动和逆流。分析了加热功率和入口过冷度对自然循环不稳定性的影响。根据加热段出口水温变化得到了出口的流型变化,当流量波动振幅较小时加热段出口流体始终是饱和状态,而当流量波动振幅较大时,加热段出口为单相液体和两相混合物交替通过。给出了这3种流量脉动的边界图,分析了热流密度和入口过冷度对流量脉动模式的影响。结果表明:出口含气率大于0时发生流动不稳定性,热流密度达到间歇干涸型临界热流密度时发生逆流。

关键词：自然循环流动沸腾不稳定性复合流量脉动逆流

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STAR-CCM+与一维用户程序耦合方法

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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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UO2材料应变条件下氧间隙原子团的扩散现象研究

UO2材料应变条件下氧间隙原子团的扩散现象研究

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中国核学会2019年学术年会

作者：张华阳李忠宇哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室

研究应变条件下UO材料内氧间隙原子团的动力学特性,对于核燃料的辐照损伤效应及核燃料的改进是非常重要的研究课题。本文利用分子动力学方法,模拟计算了由2个氧原子组成的间隙原子团在轴向3%应变条件下,及在不同温度条件下的扩散现象。... 详细信息

研究应变条件下UO材料内氧间隙原子团的动力学特性,对于核燃料的辐照损伤效应及核燃料的改进是非常重要的研究课题。本文利用分子动力学方法,模拟计算了由2个氧原子组成的间隙原子团在<001>轴向3%应变条件下,及在不同温度条件下的扩散现象。结果表明,氧间隙原子团的扩散主要集中在应变方向上;随着材料体系温度的升高,在相同的时间间隔内氧间隙原子与晶格原子的碰撞次数增多,扩散距离增大;利用爱因斯坦方程和Arrhenius方程计算得到的扩散能为0.9192 eV。

关键词：分子动力学间隙原子团扩散

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自由液面处气泡破裂行为测量方法的综述

自由液面处气泡破裂行为测量方法的综述

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中国核学会2019年学术年会

作者：虞想谷海峰陈皞尹威凯孙庆洋哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室

自由液面处气泡破裂及其产生的液滴夹带是核反应堆事故工况下液相中放射性气溶胶释放行为的重要途径,其最终的释放特性由气泡寿命、液膜厚度以及产生的液滴尺寸等参数直接决定。由于气泡的破裂是一个复杂且随机的过程,因此,这些参数的... 详细信息

自由液面处气泡破裂及其产生的液滴夹带是核反应堆事故工况下液相中放射性气溶胶释放行为的重要途径,其最终的释放特性由气泡寿命、液膜厚度以及产生的液滴尺寸等参数直接决定。由于气泡的破裂是一个复杂且随机的过程,因此,这些参数的测量结果尚没有统一的认知,这就给最终源项释放特性的评估带来较大的困难,为了对该现象进行研究,本文总结了上述物理参数的多种测量方法,给出了不同测量方法的适用范围及其所得到的部分经验公式。最后展望适用于此领域的测量方法以及后续的研究方向。

关键词：气泡液滴夹带气溶胶测量方法

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基于RINSIM仿真平台的汽水分离再热器系统动态仿真

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应用科技 2020年第2期47卷 93-97页

作者：聂晓强刘永阔艾鑫蒋利平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

为了能够实时、准确、全工况地模拟汽水分离再热器系统的工作过程及热力特性,本文采用了RINSIM仿真平台建模方法建立了汽水分离再热器系统的实时动态仿真模型。在此基础上,对建立的模型进行典型稳态工况与动态工况数据分析。结果表明,... 详细信息

为了能够实时、准确、全工况地模拟汽水分离再热器系统的工作过程及热力特性,本文采用了RINSIM仿真平台建模方法建立了汽水分离再热器系统的实时动态仿真模型。在此基础上,对建立的模型进行典型稳态工况与动态工况数据分析。结果表明,该系统模型与实际系统特性相吻合,能够准确地反映出系统内部的动态响应特性,验证了模型的准确性与可靠性,满足仿真设计要求。

关键词：核能安全汽水分离再热器系系统动态仿真 RINSIM 气液两相流可压缩流网不可压缩流网流导计算

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棒束通道内定位格架搅混特性PIV可视化研究

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原子能科学技术 2019年第4期53卷 654-662页

作者：李兴谭思超祁沛垚米争鹏何宇豪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四川成都610041

定位格架作为燃料组件中重要的组成部件之一,不仅在结构上固定燃料棒,而且在燃料组件内热工水力性能同样显著,特别是对工质的搅混性能直接关系到反应堆的经济性和安全性,因此有必要对燃料组件内定位格架搅混特性进行研究。本文通过粒子... 详细信息

定位格架作为燃料组件中重要的组成部件之一,不仅在结构上固定燃料棒,而且在燃料组件内热工水力性能同样显著,特别是对工质的搅混性能直接关系到反应堆的经济性和安全性,因此有必要对燃料组件内定位格架搅混特性进行研究。本文通过粒子图像测速(PIV)技术开展了棒束通道内定位格架上下游流场的可视化研究,对比了有无格架棒束通道内流场的分布特征,定量分析了定位格架对棒束通道流场搅混的贡献。对不同流速下定位格架下游横纵速度的沿程变化特性进行研究,发现了不同流速作用下定位格架对横向、轴向速度的促进和抑制规律。另外,通过速度均方根对下游的湍流特性进行了评估。实验结果可为数值计算提供全场的数据验证,并可为定位格架设计和优化提供基础。

关键词：燃料组件定位格架搅混特性 PIV技术流场

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脉动流下棒束通道内相位差及瞬态流场研究

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原子能科学技术 2019年第8期53卷 1402-1409页

作者：李兴祁沛垚谭思超郝思佳米争鹏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四川成都610041

事故条件及海洋条件下反应堆处于非稳态工况,堆芯燃料组件内热工水力行为具有瞬变及多因素耦合特性,对反应堆的安全提出更高挑战,因此有必要对燃料组件内瞬态特性进行研究。本文通过测量棒状燃料组件内压降和流量之间延迟时间开展棒束... 详细信息

事故条件及海洋条件下反应堆处于非稳态工况,堆芯燃料组件内热工水力行为具有瞬变及多因素耦合特性,对反应堆的安全提出更高挑战,因此有必要对燃料组件内瞬态特性进行研究。本文通过测量棒状燃料组件内压降和流量之间延迟时间开展棒束通道脉动流条件下相位差研究,对比了相位差在不同振幅、不同流动状态下的变化特性,并分析了定位格架对脉动流相位差的作用特点。另外,基于粒子图像测速(PIV)技术开展了脉动流条件下棒束通道内流场分布特性研究,对比了相同流量条件下稳态工况与瞬态工况下流场分布差异,分析了主流具备不同加速度时棒束通道内流场分布特征。实验结果表明:定位格架可减小脉动流下棒束通道内相位差;棒束通道内流场演化滞后于主流量变化。实验结果有助于揭示燃料组件在非稳态条件下瞬态特性,并为燃料组件的设计和优化奠定基础。

关键词：棒束通道脉动流相位差 PIV技术流场

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