检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2014年第7期48卷 1256-1263页

作者：刘永阔宋怡吴小天刘震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

核设施退役工程是一项不仅需要考虑拆除(毁)设备、建筑物,还要考虑辐射影响和核废物处理的复杂工程,其拆除(毁)工作具有高危险、高污染的特点,因此建立针对核设施退役项目的信息系统辅助退役工程很有意义。本文通过收集退役活动数据(设... 详细信息

核设施退役工程是一项不仅需要考虑拆除(毁)设备、建筑物,还要考虑辐射影响和核废物处理的复杂工程,其拆除(毁)工作具有高危险、高污染的特点,因此建立针对核设施退役项目的信息系统辅助退役工程很有意义。本文通过收集退役活动数据(设备物资数据、源项数据、辐射剂量数据等)设计退役信息数据库,开发了基于退役数据库的信息管理系统,该系统可对数据库中各类信息数据(照片、图纸、辐射数据、时间等)进行录入、删除、修改、查询等基本操作,并根据各类数据处理流程的特点分功能模块进行相应数据信息的管理,并对不同数据信息进行分析。该系统可提升退役过程中的管理能力,优化工程安排,减少作业人员所受辐射剂量,是顺利进行退役活动的必要基础。

关键词：核设施退役数据库管理系统

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横掠气流作用下波形板壁降膜破裂分析

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化工学报 2014年第3期65卷 862-869页

作者：臧丽叶田瑞峰孙兰昕邢治辉田进云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

以边界层理论为基础,基于独立假设建立了波形板通道内降液膜在横向气流驱动下沿屈折角横向偏移的二维边界层模型。通过量纲分析和理想层流假设进行模型简化及边界层方程求解,建立了横向切应力驱动下波形板壁降膜破裂的力平衡模型并给出... 详细信息

以边界层理论为基础,基于独立假设建立了波形板通道内降液膜在横向气流驱动下沿屈折角横向偏移的二维边界层模型。通过量纲分析和理想层流假设进行模型简化及边界层方程求解,建立了横向切应力驱动下波形板壁降膜破裂的力平衡模型并给出破膜速度的临界准则,模型包括波形板通道几何参数、气液两相物性及流动参数等多种因素的影响,与本文实验结果和已有理论模型进行对比,所建模型能够更准确地预测液膜发生破裂的临界条件。进一步的量纲分析表明惯性离心力、气流剪切力、壁面黏性力和表面张力共同决定着液膜的运动、变形直至破裂,由它们之间的平衡关系可以确定液膜的稳定与否。

关键词：波形板膜层流模型简化横向切应力破裂临界准则

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钠滴燃烧仿真模型研究

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原子能科学技术 2014年第7期48卷 1212-1217页

作者：王超张智刚彭康玮孙树斌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

对钠冷快堆喷雾钠火计算中使用的传统球状钠滴模型进行了改进，采用表面带有锥状突起的钠滴新模型，使模拟更接近于燃烧实际现象。根据钠滴燃烧过程中表面氧化、预燃和燃烧3个阶段的不同规律，分别建立了数学模型，通过引入单位时间内... 详细信息

对钠冷快堆喷雾钠火计算中使用的传统球状钠滴模型进行了改进，采用表面带有锥状突起的钠滴新模型，使模拟更接近于燃烧实际现象。根据钠滴燃烧过程中表面氧化、预燃和燃烧3个阶段的不同规律，分别建立了数学模型，通过引入单位时间内参与氧化反应与发生气化的钠的质量比γ，模拟计算了钠滴在不同初始温度（200-500℃）和不同氧气浓度（4％-20％）下的燃烧温度特性。仿真结果与实验数据吻合较好，并分析了γ的变化规律。

关键词：锥状钠滴模型燃烧初始温度氧气浓度

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基于多层流模型和故障树的可靠性分析方法研究

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原子能科学技术 2014年第S1期48卷 399-404页

作者：陈强杨明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

多层流模型(MFM)和故障树以不同的形式描述系统知识,在相同的系统边界条件和假设下,两者表达的系统可靠性逻辑是等效的。本文工作以此为基础,结合MFM的特点,提出了MFM转换为故障树的方法,为快速建立故障树提供了一种途径,实现了基于MFM... 详细信息

多层流模型(MFM)和故障树以不同的形式描述系统知识,在相同的系统边界条件和假设下,两者表达的系统可靠性逻辑是等效的。本文工作以此为基础,结合MFM的特点,提出了MFM转换为故障树的方法,为快速建立故障树提供了一种途径,实现了基于MFM的可靠性定性分析,并以压水堆核电厂的安全注入系统为例建立了系统的MFM,定性地分析了系统的可靠性。分析结果表明,MFM转换为故障树的逻辑是正确的,且MFM易于理解、建立和修改,相对于传统建故障树的方法,大幅减少了分析人员的工作量,节省了建模时间。

关键词：多层流模型故障树可靠性安全注入系统

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竖直窄矩形通道内弹状流中液膜特性研究

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原子能科学技术 2014年第1期48卷 33-38页

作者：王洋阎昌琪孙立成金光远闫超星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

气液两相弹状流广泛存在于工程领域,弹状流中液膜特性对弹状流模型的建立具有重要意义。为此利用高速摄像系统,对竖直窄矩形通道(3.25mm×40mm)内弹状流中液膜进行了可视化研究。实验中发现窄矩形通道中气弹左右两侧窄边液膜厚度不... 详细信息

气液两相弹状流广泛存在于工程领域,弹状流中液膜特性对弹状流模型的建立具有重要意义。为此利用高速摄像系统,对竖直窄矩形通道(3.25mm×40mm)内弹状流中液膜进行了可视化研究。实验中发现窄矩形通道中气弹左右两侧窄边液膜厚度不等且存在波动,但其对两侧液膜速度影响较小,两侧液膜速度相等。液膜脱离厚度主要受两相流速及气弹长度影响。液膜脱离速度随液相折算速度增加而增大;在低液相流速时,随气相折算速度增加而减小;当液相流速≥1.204m/s时,液膜不下落,液膜脱离速度随气相速度变化较小,主要受液相流速影响。

关键词：窄矩形通道弹状流液膜

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竖直小通道内弹状流气弹长度的计算模型

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原子能科学技术 2014年第7期48卷 1182-1187页

作者：闫超星阎昌琪孙立成王洋张小宁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

针对小通道内弹状流建立了气弹长度计算模型，并结合实验研究，对模型进行验证。可视化实验以空气和水为工质，矩形通道截面尺寸为3.25 mm ×43 mm ，分气、液相 Re范围分别为62-360和1255-3707。结果显示，模型的预测值与实验数据... 详细信息

针对小通道内弹状流建立了气弹长度计算模型，并结合实验研究，对模型进行验证。可视化实验以空气和水为工质，矩形通道截面尺寸为3.25 mm ×43 mm ，分气、液相 Re范围分别为62-360和1255-3707。结果显示，模型的预测值与实验数据具有较好的一致性，平均绝对误差为26.8％。此外，将Mishima和Cheng等的实验数据与计算模型进行对比，实验段包括矩形通道（40 mm ×1.07 mm ，40 mm ×2.45 mm）和圆形通道（De＝4 mm），平均绝对误差为34.9％，说明计算模型具有较好的适用性。

关键词：小通道弹状流气弹长度计算模型

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基于数字化仪控技术的核动力装置协调控制器的设计

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原子能科学技术 2014年第S1期48卷 576-581页

作者：成守宇彭敏俊刘新凯赵强邓祥鑫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

核动力装置是一多输入多输出、非线性、时变的复杂系统,其控制器通常采用基于模拟仪控的PID控制器来实现,系统参数易超调且响应时间较长。为改善核动力装置运行的动态品质和减小其系统的过渡时间,本文提出了在数字化仪控系统上实现专家... 详细信息

核动力装置是一多输入多输出、非线性、时变的复杂系统,其控制器通常采用基于模拟仪控的PID控制器来实现,系统参数易超调且响应时间较长。为改善核动力装置运行的动态品质和减小其系统的过渡时间,本文提出了在数字化仪控系统上实现专家系统和原控制器结合的协调控制器及其策略。为验证核动力装置协调控制技术及其策略,本文以1台全范围核动力装置模拟器为研究平台测试了协调控制技术。测试结果表明:基于数字化仪控技术来实现协调控制是可行的,协调控制器能有效改善核动力装置的动态运行特性,且协调控制器控制性能优于传统的PID控制器。

关键词：核动力装置数字化仪控协调控制 PID控制器

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群体复合形优化算法在核动力设备优化设计中的应用

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原子能科学技术 2014年第3期48卷 474-479页

作者：阎昌琪李贵敬王建军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

复合形优化算法(CA)已在核工程领域中得到了广泛应用。本工作结合传统复合形优化算法(TCA)在工程结构优化设计中的应用特点,通过建立多个复合形的最优化组合克服TCA的缺点,达到改进TCA的目的,得到群体复合形优化算法(CCA)。对算例的测... 详细信息

复合形优化算法(CA)已在核工程领域中得到了广泛应用。本工作结合传统复合形优化算法(TCA)在工程结构优化设计中的应用特点,通过建立多个复合形的最优化组合克服TCA的缺点,达到改进TCA的目的,得到群体复合形优化算法(CCA)。对算例的测试结果表明,CCA较TCA具有更优越的优化性能。将CCA应用于核电高压加热器的优化设计中,优化效果显著。

关键词：群体复合形优化算法核动力设备高压加热器优化设计

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非能动余热排出换热器池沸腾换热性能研究

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原子能科学技术 2014年第12期48卷 2263-2268页

作者：王开元曹夏昕李亚孙中宁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

以浸没在高位水箱中的竖直管束为研究对象,对不同热负荷条件下竖直管束的池沸腾换热特性进行研究,通过对比中心管与周围旁管外壁面过热度、凝液量的变化,分析了中心管与旁管换热特性的差异。实验结果表明,换热管束的换热能力明显优于单... 详细信息

以浸没在高位水箱中的竖直管束为研究对象,对不同热负荷条件下竖直管束的池沸腾换热特性进行研究,通过对比中心管与周围旁管外壁面过热度、凝液量的变化,分析了中心管与旁管换热特性的差异。实验结果表明,换热管束的换热能力明显优于单管,在相同热流密度条件下,管束沸腾换热系数可达到单管的1.2~1.5倍。与旁管相比,低热负荷条件下,中心管的换热能力优于旁管;高热负荷条件下,中心管的换热能力则不及旁管,在热流密度大于200kW/m2时,旁管的沸腾换热系数相对于中心管提高了近7%,且从实验数据的变化趋势来看,旁管较中心管的沸腾换热能力有随热流密度增加而逐渐增大的趋势。

关键词：竖直管束池沸腾中心管旁管

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螺旋管式直流蒸汽发生器热工水力分析模型

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原子能科学技术 2014年第S1期48卷 251-256页

作者：袁媛彭敏俊夏庚磊吕星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

基于混合流模型的质量、动量和能量守恒方程,采用可移动边界法建立了压水堆螺旋管式直流蒸汽发生器的稳态和动态分析模型。模型将二次侧传热区域分为预热段、蒸发段和过热段,且考虑了缺液区传热。通过对国际革新与安全反应堆(IRIS)螺旋... 详细信息

基于混合流模型的质量、动量和能量守恒方程,采用可移动边界法建立了压水堆螺旋管式直流蒸汽发生器的稳态和动态分析模型。模型将二次侧传热区域分为预热段、蒸发段和过热段,且考虑了缺液区传热。通过对国际革新与安全反应堆(IRIS)螺旋管式直流蒸汽发生器的模拟,对模型进行了验证。结果表明,本文所建立的稳态和动态模型合理,稳态计算结果与设计值符合良好,动态仿真符合热工水力学及其定性机理分析结果。

关键词：螺旋管式直流蒸发器混合流模型可移动边界法热工水力分析模型

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