检索结果-内蒙古大学图书馆

强激光与粒子束 2015年第8期27卷 271-274页

作者：李华张友佳张林黄洪文中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610213 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213 中国工程物理研究院核物理与化学研究所四川绵阳621900

气-液两相流设备的性能受限于临界热流密度,开展流动微液膜动力学特性及其稳定性的相关研究是深入理解沸腾危机及临界热流密度机理的关键。采用光学玻璃制成的矩形通道作为实验段,使用微流量齿轮泵驱动去离子水,使其在实验通道入口处与... 详细信息

气-液两相流设备的性能受限于临界热流密度,开展流动微液膜动力学特性及其稳定性的相关研究是深入理解沸腾危机及临界热流密度机理的关键。采用光学玻璃制成的矩形通道作为实验段,使用微流量齿轮泵驱动去离子水,使其在实验通道入口处与在其上部流动的压缩空气接触形成同向流动的分层流。利用共轭光学探测器对流动微液膜的厚度进行了测量,利用高速摄像机对气-液两相分层流波动特性进行了可视化观测。研究表明,在绝热情况下,当液速一定时,液膜的平均厚度随着气速增加而减小,当气速增加到某一阈值时会导致液膜破裂。

关键词：共轭光学探测器微液膜动力学稳定性

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不同通道内超临界水流动换热特性

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核技术 2015年第10期38卷 88-94页

作者：宋明强周涛陈柏旭黄彦平夏榜样华北电力大学核热工安全与标准化研究所北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206 中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610041 核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

以具有不同当量直径的矩形、圆形、三角形、环形等管道为研究对象,利用ANSYS CFX分别计算在定质量流量和定流体速度条件下,超临界水在不同通道内的流动换热特性。发现在定质量流量条件下,圆形通道换热特性最优,且小当量直径促进流体换热... 详细信息

以具有不同当量直径的矩形、圆形、三角形、环形等管道为研究对象,利用ANSYS CFX分别计算在定质量流量和定流体速度条件下,超临界水在不同通道内的流动换热特性。发现在定质量流量条件下,圆形通道换热特性最优,且小当量直径促进流体换热;在定入口流速条件下,环形通道换热特性最优,小当量直径管道促进亚临界流体换热,大当量直径管道促进超临界流体换热。

关键词：不同通道超临界水换热特性

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波形板干燥器内液滴模拟的GPU加速研究

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原子能科学技术 2015年第3期49卷 491-496页

作者：张迪黄伟罗琦王侃清华大学工程物理系北京100084 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 中国核动力研究设计院四川成都610041

基于CUDA C,使用GPU模拟了波形板内大量液滴的二维运动。根据GPU硬件特性,优化了模拟算法。在CPU上实现相同算法,对比了单一液滴直径、不同液滴数量下GPU与CPU的计算时间。结果表明:液滴数量越大,GPU并行加速效果越明显,在液滴数量较大... 详细信息

基于CUDA C,使用GPU模拟了波形板内大量液滴的二维运动。根据GPU硬件特性,优化了模拟算法。在CPU上实现相同算法,对比了单一液滴直径、不同液滴数量下GPU与CPU的计算时间。结果表明:液滴数量越大,GPU并行加速效果越明显,在液滴数量较大时,得到约60倍的加速。用GPU分析了典型液滴直径分布的情况,得到约30倍的加速。

关键词：波形板干燥器液滴运动模拟 GPU并行加速 CUDA C

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基于多孔介质模型的压水堆堆芯温场数值模拟

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核技术 2015年第9期38卷 62-67页

作者：陈森刘余田茂林田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学核科学与技术学院西安710049 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成都610041

针对压水堆的复杂结构特点,对堆芯采用多孔介质模型,建立完整的压力容器堆芯模型,使用商用软件CFX对压力容器堆芯的热工水力特性进行数值模拟,得到偏环运行和典型事故工况下冷却剂的热工水力响应特性。计算结果表明:应用多孔介质模型能... 详细信息

针对压水堆的复杂结构特点,对堆芯采用多孔介质模型,建立完整的压力容器堆芯模型,使用商用软件CFX对压力容器堆芯的热工水力特性进行数值模拟,得到偏环运行和典型事故工况下冷却剂的热工水力响应特性。计算结果表明:应用多孔介质模型能有效正确直观显示堆芯的冷却剂温度分布情况,在偏环运行工况下堆芯会出现偏心现象,而通过瞬态事故工况计算结果表明堆芯中上部冷却剂温度最高,对压水堆的热工安全具有一定指导作用。

关键词：压水堆堆芯多孔介质模型瞬态工况

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秦山二期核电厂反应堆下腔室交混特性CFD分析研究

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原子能科学技术 2015年第1期49卷 47-50页

作者：毛辉辉卢川张宏亮何培峰中国核动力研究设计院核动力设计研究所四川成都610041 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

运用CFD方法对秦山二期核电厂反应堆下腔室的冷却剂流动及交混特性进行了计算分析,并与反应堆整体水力模拟试验结果进行对比。结果显示:对于堆芯入口流量分配特性,无论采用迎风差分格式还是高精度差分格式,CFD计算结果均与试验结果符合... 详细信息

运用CFD方法对秦山二期核电厂反应堆下腔室的冷却剂流动及交混特性进行了计算分析,并与反应堆整体水力模拟试验结果进行对比。结果显示:对于堆芯入口流量分配特性,无论采用迎风差分格式还是高精度差分格式,CFD计算结果均与试验结果符合较好;对于下腔室交混特性,两种差分格式的计算结果均与试验结果差异较大,相对而言,迎风格式的计算结果在最大与最小交混因子方面与试验结果更接近。进一步分析发现,是否考虑主泵引起的螺旋流动很可能是造成计算与试验结果偏差的主要原因。

关键词： CFD方法反应堆下腔室交混

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控制棒驱动线水力缓冲特性仿真研究

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机床与液压 2015年第22期43卷 73-76,90页

作者：段春辉王留兵杜华赵伟王炳炎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

以一种新型控制棒驱动线水力缓冲器为研究对象,根据流体力学及动力学的基本原理,建立驱动线缓冲器缓冲过程的数学模型。利用MATLAB计算软件及所建立的数学模型建立控制棒驱动线水力缓冲器的仿真模型,对控制棒驱动线水力缓冲动态特性进... 详细信息

以一种新型控制棒驱动线水力缓冲器为研究对象,根据流体力学及动力学的基本原理,建立驱动线缓冲器缓冲过程的数学模型。利用MATLAB计算软件及所建立的数学模型建立控制棒驱动线水力缓冲器的仿真模型,对控制棒驱动线水力缓冲动态特性进行仿真分析,并根据仿真结果优选出合理的结构参数。同时为验证建模思路及方法的正确性,以某一核电堆型控制棒驱动线作为比对对象,对其进行仿真建模及分析,并将仿真结果与试验实测值进行了对比验证。验证结果表明:驱动线水力缓冲特性仿真结果与试验数据一致性较好,仿真模型可用于指导水力缓冲参数的选取和优化。

关键词：控制棒驱动线水力缓冲动态特性仿真研究

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池壳式研究堆长期余热排出途径研究

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核安全 2015年第2期14卷 42-47页

作者：张丹冉旭周科鲁剑超核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

大多数研究堆正常运行时冷却剂从上向下流过堆芯,流量反转和长期余热导出是面临的重要热工问题。池壳式布置常用于较高功率和较高压力的研究堆,堆本体采用压力壳方式,同时将压力壳浸入水池,这有利于采用非能动方式导出堆芯余热,并且在... 详细信息

大多数研究堆正常运行时冷却剂从上向下流过堆芯,流量反转和长期余热导出是面临的重要热工问题。池壳式布置常用于较高功率和较高压力的研究堆,堆本体采用压力壳方式,同时将压力壳浸入水池,这有利于采用非能动方式导出堆芯余热,并且在事故后的长期阶段,此类研究堆还有多种可能的余热导出方式。本文对池壳式研究堆长期余热导出途径进行了研究,分析了不同方式下的余热导出能力及堆芯安全状态,论证得到了一个较为安全、高效、简化的余热排出方案。

关键词：池壳式研究堆余热非能动

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淬火冷却速度和回火参数对核压力容器SA508-3钢强韧性的影响

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金属热处理 2015年第12期40卷 117-122页

作者：方才顺王小彬何西扣刘正东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 钢铁研究总院特殊钢研究所北京100081

利用自行研制的模拟热处理炉研究了淬火冷却速度和回火参数对核压力容器用SA508-3钢强韧性的影响。结果表明SA508-3钢对淬火冷速敏感,随着冷速增加强,韧性显著提高。回火参数对SA508-3钢的强韧性也有明显影响,随着回火参数的增加,强度下... 详细信息

利用自行研制的模拟热处理炉研究了淬火冷却速度和回火参数对核压力容器用SA508-3钢强韧性的影响。结果表明SA508-3钢对淬火冷速敏感,随着冷速增加强,韧性显著提高。回火参数对SA508-3钢的强韧性也有明显影响,随着回火参数的增加,强度下降,冲击性能呈峰值曲线变化。综合分析认为,采取加速冷却,回火参数控制在19.08~19.50范围内,SA508-3钢可获得高的强韧性。

关键词：核压力容器SA508-3钢淬火冷却速度回火参数强韧性

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核电事故应急随机网络的粒子群优化分析

核电事故应急随机网络的粒子群优化分析

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成都理工大学核技术与自动化工程学院六十周年校庆大会

作者：龚迪琛方方陈智丁卫撑成都理工大学核技术与自动化工程学院四川成都 610059 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

本文构建了核电事故应急过程的GERT随机网络模型,在分析日本福岛核事故应急救援过程的基础上,研究智能计算方法与传统随机网络相结合的途径.将应急过程分解为串联环节和并联环节,将并联环节作为串联环节的一部分,先以整体为对象进行资... 详细信息

本文构建了核电事故应急过程的GERT随机网络模型,在分析日本福岛核事故应急救援过程的基础上,研究智能计算方法与传统随机网络相结合的途径.将应急过程分解为串联环节和并联环节,将并联环节作为串联环节的一部分,先以整体为对象进行资源配置优化,再单独分析并联环节.分析了应急资源对各救援环节的作用,在应急资源一定的前提下提出了对应的粒子运动速度矢量受限.利用速度投影矩阵纠正粒子运动,得到了资源受限的粒子群优化算法、获得了应急过程中资源的优化配置及降低了核电事故应急的时间消耗.

关键词：核电事故应急过程随机网络模型粒子群优化

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304NG不锈钢高应变率材料模型在ABAQUS中的实现技术

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应用数学和力学 2015年第2期36卷 167-177页

作者：兰彬叶献辉宋顺成吴万军王碧浩核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041 西南交通大学力学与工程学院成都610031

304NG不锈钢是反应堆堆内构件的常用材料,其高应变率动态特性对冲击载荷下的响应有重要影响,而现有有限元平台中并无适用于该材料的高应变率动态模型.进行了304NG不锈钢冲击拉伸试验,提出了新的动态本构模型,并利用径向回归算法和稳定... 详细信息

304NG不锈钢是反应堆堆内构件的常用材料,其高应变率动态特性对冲击载荷下的响应有重要影响,而现有有限元平台中并无适用于该材料的高应变率动态模型.进行了304NG不锈钢冲击拉伸试验,提出了新的动态本构模型,并利用径向回归算法和稳定的二分法迭代,在ABAQUS平台上编写了用户材料子程序UMAT,实现了率相关模型的隐式应力求解.最后通过有限元动态分析验证了UMAT子程序,计算结果与试验数据的对比表明二者吻合得很好,UMAT子程序可用于结构在冲击加载下的响应分析.

关键词：用户材料子程序高应变率率相关动态本构模型径向回归算法

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