检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2014年第3期35卷 6-10页

作者：宋磊郭赟曾和义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

板状燃料组件具有结构紧凑、换热效率高、深燃耗等特点,故被广泛应用在一体化反应堆和实验用研究堆中。在堆芯窄矩形流道中,冷却剂一般采用自上向下的强迫循环方式。在某些事故工况下,譬如由于燃料元件的辐照肿胀、堆内材料碎片或异物... 详细信息

板状燃料组件具有结构紧凑、换热效率高、深燃耗等特点,故被广泛应用在一体化反应堆和实验用研究堆中。在堆芯窄矩形流道中,冷却剂一般采用自上向下的强迫循环方式。在某些事故工况下,譬如由于燃料元件的辐照肿胀、堆内材料碎片或异物随冷却剂循环流入堆芯,可能引发堵流事故。该事故将造成燃料板失冷,板温升高,可能导致局部冷却剂蒸干,威胁燃料包壳的完整性,甚至造成放射性外泄,引发严重事故后果。本文采用CFD软件ANSYS FLUENT 12.1对板状燃料组件在入口95%部分堵塞和全部堵塞的工况进行了瞬态数值模拟。计算中考虑了冷却剂和燃料板的流固耦合传热问题,并对所得三维流场、温度场及影响因素进行了分析。

关键词：堵流事故热工水力 CFD 流固耦合传热瞬态数值模拟

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基于PCA的核电站传感器状态监测方法研究

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核动力工程 2018年第1期39卷 136-139页

作者：李伟彭敏俊刘永阔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

针对目前核电站中以物理冗余为主的传感器状态监测方法所存在的不足之处,提出了基于主元分析(PCA)的传感器状态监测方法,这种基于解析冗余的方法是对物理冗余方法的验证,解决了物理冗余方法不能实现传感器小漂移的监测,改善了冗余传感... 详细信息

针对目前核电站中以物理冗余为主的传感器状态监测方法所存在的不足之处,提出了基于主元分析(PCA)的传感器状态监测方法,这种基于解析冗余的方法是对物理冗余方法的验证,解决了物理冗余方法不能实现传感器小漂移的监测,改善了冗余传感器组中多数传感器出现共模故障时,物理冗余监测方法可能给出错误融合结果的问题。使用核电站的真实传感器数据建立PCA监测模型,人为引入故障到测试数据中进行分析,仿真结果验证了文中提出的传感器状态监测模型的有效性。

关键词：传感器物理冗余漂移基于主元分析(PCA) 状态监测

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CPU-GPU协同计算在MOC中子输运异构并行计算中的应用研究

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核动力工程 2020年第4期41卷 17-21页

作者：宋佩涛张志俭张乾梁亮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哈尔滨150001

特征线方法(MOC)可以精确求解任意几何的中子输运方程,但该方法收敛慢、计算时间长。本研究基于空间区域分解和特征线并行技术,采用MPI+Open MP/CUDA编程模型,实现了适用于中央处理器-图形处理器(CPU-GPU)异构系统的二维MOC异构并行算... 详细信息

特征线方法(MOC)可以精确求解任意几何的中子输运方程,但该方法收敛慢、计算时间长。本研究基于空间区域分解和特征线并行技术,采用MPI+Open MP/CUDA编程模型,实现了适用于中央处理器-图形处理器(CPU-GPU)异构系统的二维MOC异构并行算法。为充分利用异构系统中的CPU和GPU计算资源,实现CPU-GPU协同计算,提出动态任务分配模型,根据CPU和GPU的计算能力合理分配计算任务。数值验证结果表明:程序具有良好的计算精度;动态任务分配模型能根据硬件性能给出最佳任务分配方案;5异构节点(包含20块GPU)并行时,相对MPI+CUDA并行模式,采用CPU-GPU协同计算后,程序整体效率提升达到14%。

关键词：异构并行特征线方法中子输运计算 GPU CUDA

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开式自然循环系统运行特性分析

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核动力工程 2014年第4期35卷 60-64页

作者：刘新凯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哈尔滨150001

提出开式自然循环冷却系统概念,编制相应的计算程序对该系统的启动、运行特性进行模拟计算,分析闪蒸现象对系统运行特性的影响。分析结果表明:在给定换热器外部换热系数及主流温度工况下,常压运行的开式自然循环系统启动快速,具有较强... 详细信息

提出开式自然循环冷却系统概念,编制相应的计算程序对该系统的启动、运行特性进行模拟计算,分析闪蒸现象对系统运行特性的影响。分析结果表明:在给定换热器外部换热系数及主流温度工况下,常压运行的开式自然循环系统启动快速,具有较强的自然循环能力;闪蒸现象是主导该开式自然循环系统运行的关键因素;在一定参数范围内,该系统对布置高差的影响不敏感。

关键词：自然循环闪蒸开式非能动

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随机填充球床通道内单相流动数值模拟方法研究

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核动力工程 2013年第4期34卷 43-46页

作者：张楠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哈尔滨150001

利用离散单元方法(DEM)建立通道内球体随机排列几何模型,对通道内单相流动进行数值模拟并进行验证。网格划分中的曲面接触区采用搭桥法处理不仅可生成高质量网格,而且使整体网格数量也明显减少。验证结果表明:计算得到的通道内径向孔隙... 详细信息

利用离散单元方法(DEM)建立通道内球体随机排列几何模型,对通道内单相流动进行数值模拟并进行验证。网格划分中的曲面接触区采用搭桥法处理不仅可生成高质量网格,而且使整体网格数量也明显减少。验证结果表明:计算得到的通道内径向孔隙率分布、平均孔隙率以及流动阻力与经典关系式吻合较好;计算模型能够很好地体现出边壁效应对流动阻力的影响。

关键词：随机填充球床通道单相流动数值模拟

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基于GO-FLOW方法的余热排出系统共因失效分析

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核动力工程 2014年第S1期35卷 156-160页

作者：杨军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哈尔滨150001

应用GO-FLOW方法对压水反应堆中的余热排出系统在启动和运行过程中的系统可靠性进行分析,并在此基础上应用?因子模型、多希腊字母模型和?因子模型分析共因失效对余热排出系统可靠性的影响。结果表明,共因失效对余热排出系统可靠性有很... 详细信息

应用GO-FLOW方法对压水反应堆中的余热排出系统在启动和运行过程中的系统可靠性进行分析,并在此基础上应用?因子模型、多希腊字母模型和?因子模型分析共因失效对余热排出系统可靠性的影响。结果表明,共因失效对余热排出系统可靠性有很大影响。

关键词：系统可靠性共因失效 GO-FLOW 核电厂

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圆管内流量波动流动特性分析

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核动力工程 2011年第3期32卷 97-101页

作者：王畅高璞珍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

对流量周期性变化时的阻力特性进行了实验研究及数值分析。实验结果表明,流量波动时阻力变化与流量变化具有相同的周期,但流量的变化相对于压降变化存在一个相位差,且在层流时的相位差明显大于紊流时;通过特征线法(MOC)对与实验相同流... 详细信息

对流量周期性变化时的阻力特性进行了实验研究及数值分析。实验结果表明,流量波动时阻力变化与流量变化具有相同的周期,但流量的变化相对于压降变化存在一个相位差,且在层流时的相位差明显大于紊流时;通过特征线法(MOC)对与实验相同流动条件时的流动特性进行数值计算,得到了与实验相同的结论。

关键词：流量波动特征线法压降相位差

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数字化仪控系统软件可靠性定量评估研究

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核动力工程 2014年第S1期35卷 54-58页

作者：杨明宋梦楚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

提出利用多层流模型对核安全级数字化仪控系统软件进行建模和可靠性定量评估的方法,开发多层流模型图形化建模和分析平台,建立某数字化仪控系统比例积分微分(PID)控制软件的多层流模型并根据测试结果进行了软件可靠性估计。所提方法通... 详细信息

提出利用多层流模型对核安全级数字化仪控系统软件进行建模和可靠性定量评估的方法,开发多层流模型图形化建模和分析平台,建立某数字化仪控系统比例积分微分(PID)控制软件的多层流模型并根据测试结果进行了软件可靠性估计。所提方法通过一次分析可获得软件总目标及所有子目标的可靠度,便于识别软件设计中的薄弱环节,模型容易建立和修改。

关键词：数字化仪控系统软件可靠性流网模型多层流模型

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两相流动中摇摆引起的附加作用分析

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核动力工程 2013年第6期34卷 75-78,91页

作者：田道贵孙立成阎昌琪刘国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哈尔滨150001

对摇摆条件下竖直、水平和倾斜3种布置形式的管路系统中两相流动附加惯性力及由附加惯性力引起的附加压降进行详细的推导,并给出具体的附加惯性力及附加压降计算关系式。通过对比流动方向上由于摇摆引起的附加惯性力及重力分量的波动幅... 详细信息

对摇摆条件下竖直、水平和倾斜3种布置形式的管路系统中两相流动附加惯性力及由附加惯性力引起的附加压降进行详细的推导,并给出具体的附加惯性力及附加压降计算关系式。通过对比流动方向上由于摇摆引起的附加惯性力及重力分量的波动幅度,发现重力分量的波动是影响流动特性的主要因素。同时对竖直管道中附加压降计算式进行实验验证,结果表明计算式能很好地预测附加压降的变化规律,可用于摇摆条件下管内附加压降的计算。

关键词：摇摆附加惯性力重力附加压降

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直流蒸汽发生器传热管破裂事故分析

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原子能科学技术 2012年第9期46卷 1080-1087页

作者：蒋立国彭敏俊郭赟刘建阁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

通过对直流蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的分析,可看出RELAP5瞬态分析程序能较好地模拟一体化反应堆在SGTR事故后的事件响应序列及主要热工水力现象,例如环路的不对称效应、主回路的自然循环等。一体化反应堆在发生SGTR事故后,可通... 详细信息

通过对直流蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的分析,可看出RELAP5瞬态分析程序能较好地模拟一体化反应堆在SGTR事故后的事件响应序列及主要热工水力现象,例如环路的不对称效应、主回路的自然循环等。一体化反应堆在发生SGTR事故后,可通过一系列安全与保护系统的动作得到有效缓解,并最终能应用非能动余热排出系统(PRHRS)的自然循环导出堆芯余热,使反应堆处于安全状态。同时,受事故影响蒸汽发生器压力在PRHRS投入运行后会快速升高,最终与一回路压力相平衡,此后,破口处的泄漏也会终止。此外,本文还研究了破口处临界流量及其积分流量结果不确定性的影响因素,其中主要考虑了采用不同的临界流模型和破口建模方式等两个方面。

关键词：一体化反应堆直流蒸汽发生器传热管破裂事故 RELAP5/MOD3.4

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