检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2011年第1期45卷 20-24页

作者：曾和义郭赟哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001 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

针对正三角形布置堆芯棒束燃料通道内冷却剂充分发展湍流流场模拟,对比分析了计算流体动力学软件湍流模型对复杂流道内湍流流场模拟结果的影响。结果表明:湍流模型选取的不同对模拟结果有着显著影响,由于堆芯几何结构复杂,冷却剂流动为... 详细信息

针对正三角形布置堆芯棒束燃料通道内冷却剂充分发展湍流流场模拟,对比分析了计算流体动力学软件湍流模型对复杂流道内湍流流场模拟结果的影响。结果表明:湍流模型选取的不同对模拟结果有着显著影响,由于堆芯几何结构复杂,冷却剂流动为复杂三维流动,湍流呈高度各向异性。基于各向同性假设的湍流模型不能准确捕捉堆芯内冷却剂的二次流现象。基于求解雷诺应力输运方程的雷诺应力模型(RSM)能够较好地预测复杂流道内的二次流。本工作的研究结果为复杂流道流动换热模拟及深入研究分析堆芯热工水力性能提供了一定借鉴和指导。

关键词：湍流模型复杂流道二次流数值模拟

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直流蒸汽发生器分组运行对流动不稳定的影响

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原子能科学技术 2011年第12期45卷 1466-1471页

作者：郝承明刘新凯彭敏俊夏庚磊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 海军装备研究院舰船所核动力室北京100161

一体化压水堆通常采用多个直流蒸汽发生器(OTSG),在特定运行条件下,OTSG二次侧会出现流动不稳定现象,如何避免流动不稳定现象的发生是保证OTSG安全、稳定运行的难题。由于OTSG的流动不稳定出现在一定的运行区域,在低负荷时可采用OTSG分... 详细信息

一体化压水堆通常采用多个直流蒸汽发生器(OTSG),在特定运行条件下,OTSG二次侧会出现流动不稳定现象,如何避免流动不稳定现象的发生是保证OTSG安全、稳定运行的难题。由于OTSG的流动不稳定出现在一定的运行区域,在低负荷时可采用OTSG分组方式运行,以保证运行的OTSG不发生流动不稳定现象。本工作采用RELAP5/MOD3.4程序对系统的运行特性进行分析,在讨论分组运行避开流动不稳定现象的同时,对OTSG分组运行模式在一体化压水堆核动力装置快速变负荷过程中的应用进行了特性研究。结果表明,OTSG分组运行方案可有效地避开流动不稳定区间,保证一体化压水堆核动力装置低负荷工况稳定运行。

关键词：直流蒸汽发生器分组运行流动不稳定快速变负荷 RELAP5/MOD3.4

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基于邻域粗糙集和决策树算法的核电厂故障诊断方法

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原子能科学技术 2011年第1期45卷 44-47页

作者：慕昱夏虹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黑龙江哈尔滨150001 中国核动力研究设计院四川成都610041

核动力装置系统复杂,需要采集和监测的变量较多,这给装置故障诊断增加了困难。针对该问题提出基于邻域粗糙集的参数约简算法,该算法实现了实数空间的粒度计算,可直接处理数值型参数,无需离散化参数。在此基础上,采用决策树算法对核电厂... 详细信息

核动力装置系统复杂,需要采集和监测的变量较多,这给装置故障诊断增加了困难。针对该问题提出基于邻域粗糙集的参数约简算法,该算法实现了实数空间的粒度计算,可直接处理数值型参数,无需离散化参数。在此基础上,采用决策树算法对核电厂的失水事故、给水管道破裂、蒸汽发生器U形管破裂和主蒸汽管道破裂等4种典型故障进行训练学习,并将诊断决策结果与支持向量机算法进行对比。仿真结果表明,该算法可快速、准确地诊断出核电厂上述故障。

关键词：核动力装置故障诊断邻域粗糙集决策树

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环隙窄缝通道管间脉动不稳定性分析

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原子能科学技术 2011年第9期45卷 1034-1039页

作者：夏庚磊董化平彭敏俊郭赟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核反应堆系统设计重点实验室四川成都610041

针对套管式直流蒸汽发生器传热管环隙窄缝通道的流动,利用RELAP5/MOD3.4程序进行计算分析,讨论了节点数目和并行通道根数对流动不稳定起始点的影响。结果表明:在利用程序进行计算前需对所分析问题的节点数目进行优化选取。根据优化结果... 详细信息

针对套管式直流蒸汽发生器传热管环隙窄缝通道的流动,利用RELAP5/MOD3.4程序进行计算分析,讨论了节点数目和并行通道根数对流动不稳定起始点的影响。结果表明:在利用程序进行计算前需对所分析问题的节点数目进行优化选取。根据优化结果,分析了套管式直流蒸汽发生器平行通道的流动不稳定性,得出了进出口节流、进口欠热度、系统压力、进出口段长度、不均匀节流、不均匀加热等因素对环隙窄缝多通道流动不稳定性的影响。

关键词：并行通道流动不稳定性直流蒸汽发生器 RELAP5

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核电站分布式智能故障诊断系统研究与设计

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原子能科学技术 2011年第6期45卷 688-694页

作者：刘永阔谢春丽成守宇夏虹中国核动力研究设计院四川成都610041 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 东北林业大学交通学院黑龙江哈尔滨150040

为进一步减少核电站运行中发生故障后的误操作,根据核电站各设备功能分布及核电站数字化仪控系统分布式控制的特点,研究设计了核电站分布式状态监测与故障诊断系统。依据分解-综合的诊断思想,提出模糊神经网络和RBF神经网络进行分布式... 详细信息

为进一步减少核电站运行中发生故障后的误操作,根据核电站各设备功能分布及核电站数字化仪控系统分布式控制的特点,研究设计了核电站分布式状态监测与故障诊断系统。依据分解-综合的诊断思想,提出模糊神经网络和RBF神经网络进行分布式局部诊断和多源信息融合技术进行全局综合诊断的方法。仿真实验结果表明,该诊断系统能够正确诊断压水堆核电站多个典型故障,并能为核电站运行提供有效的帮助信息。

关键词：核电站分布式监测诊断模式分布式控制系统故障诊断

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基于GM(1,1)模型与灰色马尔可夫GM(1,1)模型的核动力装置趋势预测方法研究

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原子能科学技术 2011年第9期45卷 1075-1079页

作者：刘永阔谢春丽于竹君凌霜寒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核反应堆系统设计技术国家级重点实验室四川成都610041 东北林业大学交通学院黑龙江哈尔滨150040

在核动力装置灰色GM(1,1)模型趋势预测的基础上,引入马尔可夫链预测理论,建立核动力装置灰色马尔可夫GM(1,1)趋势预测模型。该模型既考虑了GM(1,1)模型较强的处理单调数列的特性,又考虑了通过状态转移概率矩阵的变换提取数据随机波动响... 详细信息

在核动力装置灰色GM(1,1)模型趋势预测的基础上,引入马尔可夫链预测理论,建立核动力装置灰色马尔可夫GM(1,1)趋势预测模型。该模型既考虑了GM(1,1)模型较强的处理单调数列的特性,又考虑了通过状态转移概率矩阵的变换提取数据随机波动响应的特点,灰色马尔可夫GM(1,1)模型将这两种性质有机结合起来,具有严密的科学性,从而拓宽了传统灰色GM(1,1)模型预测的应用范围。实例验证表明:灰色马尔可夫GM(1,1)模型充分利用历史数据给予的信息,不但能对核动力装置运行中的单调数列进行准确的趋势预测,也可实现对波动运行的重要参数进行准确的趋势预测,大幅提高了随机波动较大数据序列的预测精度。

关键词：核动力装置灰色模型马尔可夫链趋势预测

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核电站给水加热器建模与仿真

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应用科技 2011年第6期38卷 67-72页

作者：刘洪涛彭敏俊田兆斐薛若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

核电站中所应用的给水加热器的建模是核电厂热力系统仿真的重要组成部分.文中建立了核电机组给水加热器双区多节点动态数学模型,并利用大亚湾核电站和秦山二期核电站中使用的高压给水加热器数据进行了稳态验证,仿真值与设计值相对误差... 详细信息

核电站中所应用的给水加热器的建模是核电厂热力系统仿真的重要组成部分.文中建立了核电机组给水加热器双区多节点动态数学模型,并利用大亚湾核电站和秦山二期核电站中使用的高压给水加热器数据进行了稳态验证,仿真值与设计值相对误差在1%以内.在此基础上,利用所建模型研究了大亚湾核电站第6级给水加热器给水流量阶跃减少、加热蒸汽流量阶跃减少2种瞬态工况.结果表明,所建数学模型能够准确地反映给水加热器在特定工况下的动态特性,基本可以满足工程仿真分析的要求,并可作为工程仿真的一个模块使用.

关键词：核电站给水加热器建模仿真

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熔盐堆的双流设计改进

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节能技术 2011年第5期29卷 442-445页

作者：韩东王文林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

熔盐堆(MSR)是六种第四代反应堆中唯一的液体燃料反应堆,在很多方面具有其它反应堆无法比拟的优点。相对于传统的单流熔盐堆设计,一个重大的有前途的变化就是回归到了橡树岭实验室曾经为绝大多数熔盐堆而提出双流设计模型,通过对反应堆... 详细信息

熔盐堆(MSR)是六种第四代反应堆中唯一的液体燃料反应堆,在很多方面具有其它反应堆无法比拟的优点。相对于传统的单流熔盐堆设计,一个重大的有前途的变化就是回归到了橡树岭实验室曾经为绝大多数熔盐堆而提出双流设计模型,通过对反应堆活性区设计的改进,解决所谓的"管道问题",使熔盐堆双流设计的各种优势得以实现。

关键词：核能熔盐堆双流设计改进管道问题

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矩形窄通道内流动沸腾阻力特性实验研究

矩形窄通道内流动沸腾阻力特性实验研究

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中国核学会2011年年会

作者：韩东黄栋高璞珍陈勇吕路路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

本文对矩形窄通道内流动沸腾阻力特性进行了实验研究，在此基础上，讨论了影响矩形窄通道流动沸腾压降的影响因素，并将实验值与经典关系式预测值进行了比较。研究结果表明：总压降随质量流量和出口含气率的增大而增大;各分压力降中... 详细信息

本文对矩形窄通道内流动沸腾阻力特性进行了实验研究，在此基础上，讨论了影响矩形窄通道流动沸腾压降的影响因素，并将实验值与经典关系式预测值进行了比较。研究结果表明：总压降随质量流量和出口含气率的增大而增大;各分压力降中摩擦压降占主要部分，其次是加速压降和重位压降。热流密度、入口过冷度和质量流量等对摩擦压降有重要影响，在一定的热流密度下，摩擦压降随人口过冷度减小而增大;Lockhart-Martinelli、Martinelli-Nelson 和Chisholm关系式与实验结果符合较好，均相流模型误差较大。

关键词： narrow rectangular channel flow boiling pressure drop

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矩形窄通道内流动沸腾传热特性计算模型评价

矩形窄通道内流动沸腾传热特性计算模型评价

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中国核学会2011年年会

作者：孔超田瑞峰谭思超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

本文针对矩形窄通道内流动沸腾传热特性进行了实验研究，在此基础上，讨论了影响矩形窄流道内流动沸腾传热特性的因素，并针对已有的计算传热系数的经验关系式在窄通道内的适用性进行了研究。结果表明：影响窄通道内沸腾传热特性的主... 详细信息

本文针对矩形窄通道内流动沸腾传热特性进行了实验研究，在此基础上，讨论了影响矩形窄流道内流动沸腾传热特性的因素，并针对已有的计算传热系数的经验关系式在窄通道内的适用性进行了研究。结果表明：影响窄通道内沸腾传热特性的主要因素有质量流量、系统压力、热流密度等，其中质量流速对传热的影响较大，在相同质量含气率条件下，质量流速越大，换热越强;基于常规通道的经验关系式与本实验数据有较大的偏差，不适用于窄通道内流动沸腾传热的计算，基于小尺寸通道的Lee-Lee等经验关系式能够较好的预测实验结果。

关键词： narrow rectangular channel flow boiling heat transfer characteristic model evaluation

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