检索结果-内蒙古大学图书馆

核科学与工程 2024年第4期44卷 886-893页

作者：张秀春黄永恩梅亮夏虹刘永康杨自军张捷刘洁许俊俊哈尔滨工程大学核安全与先进核能技术工信部重点实验室黑龙江哈尔滨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 苏州热工研究院有限公司江苏苏州215000 国家核电厂安全及可靠性工程技术研究中心江苏苏州215000 广西防城港核电有限公司广西防城港538000 中广核研究院有限公司广东深圳518000

针对核电厂缺少火灾事故规程(FAIOp)与其相关运行技术文件接口的系统性设计方法,使得核电厂运行阶段安全防火分区设计理念在与FAIOp相关的运行技术文件中贯彻得不彻底的问题,提出核电厂火灾事故规程接口设计方法。将该方法应用于某电厂... 详细信息

针对核电厂缺少火灾事故规程(FAIOp)与其相关运行技术文件接口的系统性设计方法,使得核电厂运行阶段安全防火分区设计理念在与FAIOp相关的运行技术文件中贯彻得不彻底的问题,提出核电厂火灾事故规程接口设计方法。将该方法应用于某电厂指定区域的火灾,可顺利调用相关运行技术文件,从而保证该区域在发生被FAIOp覆盖的火灾需执行FAIOp时电厂的安全运行。本文的研究方法可推广至采用安全防火分区设计的任何堆型的核电厂。

关键词：核电厂火灾 FAIOp DOIS EOP

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基于Flowmaster的舰船消防管路泄漏模拟研究

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哈尔滨商业大学学报（自然科学版） 2023年第3期39卷 308-315页

作者：吴凯卢佳鑫栾秀春黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室哈尔滨150001 核安全与先进核能技术工信部重点实验室哈尔滨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哈尔滨150001

消防管路是舰船上重要的辅助系统,提供意外事故下的消防用水和船上设备的冷却用水.为了研究某舰船消防管路在发生泄漏时管路内水力特性,采用Flowmaster软件建立了某舰船的一维管路模型.研究发现,稳态仿真结果与实验参数基本吻合,说明搭... 详细信息

消防管路是舰船上重要的辅助系统,提供意外事故下的消防用水和船上设备的冷却用水.为了研究某舰船消防管路在发生泄漏时管路内水力特性,采用Flowmaster软件建立了某舰船的一维管路模型.研究发现,稳态仿真结果与实验参数基本吻合,说明搭建的管路模型是正确的.动态仿真结果表明,在管路发生泄漏时,水锤效应会使泄漏点力曲线发生波动;泄漏点破口增大会导致在管路发生泄漏时出现流量振荡和压力波动,在管路设计时应给管道承压留有足够裕度,防止管道因泄漏压力的波动引发主管道二次破裂;通过研究不同泄漏位置对管路的影响发现,靠近泵位置处的泄漏点,其最大泄漏流量会略大于其余泄漏点位置处,设计时应考虑在泵出口管道处添加防冲刷措施,避免管道发生意外破损.仿真结果可以为后续进行泄漏实验研究提供一定的指导作用.

关键词：舰船消防管路 Flowmaster 泄漏仿真分析

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基于多孔介质模型的蓄热储能装置流场数值模拟

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应用科技 2024年第5期51卷 73-79页

作者：赵鑫宇刘云亮朱石生刘俊良张倬润苏健钟瑞阳杜翔鹏汪宇杨金川杨志达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 中国船舶重工集团公司第七〇三研究所黑龙江哈尔滨150078

为解决新疆地区的电网调峰问题,提出一种蓄热储能装置。采用单孔道压降–流速曲线拟合的方式,计算蓄热砖体的黏性和惯性阻力系数,使用3×3和6×6孔道模型进行数值模拟验证,压降结果误差控制在7%,且能够有效节约计算资源和时间... 详细信息

为解决新疆地区的电网调峰问题,提出一种蓄热储能装置。采用单孔道压降–流速曲线拟合的方式,计算蓄热砖体的黏性和惯性阻力系数,使用3×3和6×6孔道模型进行数值模拟验证,压降结果误差控制在7%,且能够有效节约计算资源和时间。根据余热锅炉设计参数,将两系数的求解延展至装置加热段,通过增加风机数、改变出口管道布置方式和加宽蓄热砖体等方法,对当前设计的加热段结构提出改进。优化后的模型内部高温滞留现象明显减弱,砖体截面平均温度提高5℃,气体出口流量分配差异率降低56.8%,装置的可靠性和稳定性显著提升。当经验公式不适用且实验条件受限时,该研究提出的方法可为多孔介质结构的数值模拟提供参考。

关键词：蓄热储能装置多孔介质模型数值模拟计算流体力学阻力系数温度场速度场结构优化

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用于区分后处理厂中、低放废水的γ探测器选型方案

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仪器仪表用户 2022年第1期29卷 57-60,70页

作者：严修夏虹哈尔滨工程大学核安全与先进核能技术工信部重点实验室哈尔滨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哈尔滨150001

本研究基于某核废料处理厂的中、低放废水能谱数据,运用仿真软件对不同的探测场景进行建模和计算,目的在于确定用于区分中、低放废水的γ探测器选型方案及相应的取样方案。研究内容包括:(1)利用废水能谱计算放射性粒子通量;(2)计算取样... 详细信息

本研究基于某核废料处理厂的中、低放废水能谱数据,运用仿真软件对不同的探测场景进行建模和计算,目的在于确定用于区分中、低放废水的γ探测器选型方案及相应的取样方案。研究内容包括:(1)利用废水能谱计算放射性粒子通量;(2)计算取样体积;(3)对不同的探测器进行选型分析。

关键词：中低放废水 γ探测器选型方案

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ACME台架PRHR管线破口位置敏感性试验研究

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核动力工程 2021年第5期42卷 64-70页

作者：刘宇生许超吴鹏王楠李振啸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 生态环境部核与辐射安全中心国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室北京100082 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司北京102209

为研究先进非能动(AP)型核电厂在非能动系统失效条件下的安全性能,利用我国先进堆芯冷却机理整体试验台架(ACME)开展了非能动余热排出(PRHR)管线破口失水试验研究,分析了主要的试验进程和破口位置对事故过程各阶段关键参数的影响。结果... 详细信息

为研究先进非能动(AP)型核电厂在非能动系统失效条件下的安全性能,利用我国先进堆芯冷却机理整体试验台架(ACME)开展了非能动余热排出(PRHR)管线破口失水试验研究,分析了主要的试验进程和破口位置对事故过程各阶段关键参数的影响。结果表明,ACME PRHR管线破口试验进程与冷管段小破口失水事故(SBLOCA)进程基本一致,再现了非能动核电厂自然循环阶段、自动卸压系统(ADS)喷放阶段和安全壳内置换料水箱(IRWST)安注阶段的安全特性;在不同破口位置的试验中,非能动堆芯冷却系统(PXS)均可保证堆芯得到补水,堆芯活性区始终处于混合液位以下;破口位置对ACME LOCA事故进程、反应堆冷却剂系统(RCS)初期降压速率、PRHR热交换器(HX)流量、喷放流量、堆芯液位、IRWST安注流量等参数具有显著影响,对堆芯补水箱(CMT)和蓄压安注箱(ACC)安注流量的影响较小。

关键词：小破口失水事故(SBLOCA) 先进堆芯冷却机理整体试验台架(ACME)台架整体效应试验 PRHR管线

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异构系统三维高保真堆芯中子输运计算程序ALPHA研发进展

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原子能科学技术 2022年第2期56卷 285-295页

作者：张乾梁亮宋佩涛李颂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 浙江大学物理学系浙江近代物理中心先进核能理论与应用实验室浙江杭州310030 西安核创能源科技有限公司陕西西安710077 中国辐射防护研究院山西太原030006 海军工程大学核科学技术学院湖北武汉430033

ALPHA是哈尔滨工程大学核动力仿真研究中心研发的基于异构系统的三维高保真堆芯中子输运计算程序。ALPHA程序基于性能优化的二维特征线装载图形处理单元(GPU)并行计算核心,基于MPI+CUDA混合编程模型实现粗细粒度的异构系统多节点并行并... 详细信息

ALPHA是哈尔滨工程大学核动力仿真研究中心研发的基于异构系统的三维高保真堆芯中子输运计算程序。ALPHA程序基于性能优化的二维特征线装载图形处理单元(GPU)并行计算核心,基于MPI+CUDA混合编程模型实现粗细粒度的异构系统多节点并行并应用通信掩盖优化。ALPHA的共振计算模型采用原创的细群-子群二级离散策略并采用多群求解核心适配异构系统。ALPHA采用MOC-EX实现三维全堆芯中子输运异构并行计算及GPU并行的粗网有限差分加速。数值结果表明,ALPHA程序在保证计算精度的前提下,具备较高的并行效率和一定的可扩展性,有望实现数值反应堆中中子学计算的轻量化与工程化应用。

关键词：异构计算装载图形处理单元中子输运高保真

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自然循环U型管蒸汽发生器管内倒流受管长影响的理论研究

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核动力工程 2021年第1期42卷 23-27页

作者：王一浒卢川丛腾龙陈衣然辛素芳黄慧剑徐良剑巫英伟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610213 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

自然循环U型管蒸汽发生器(UTSG)在一次侧处于自然循环工况下其部分U型管可能会出现倒流现象,这对自然循环带来不利影响。本文通过理论分析UTSG的U型管的水动力学曲线,获得U型管内发生流动不稳定时的临界压降与管长的关系,并利用系统分... 详细信息

自然循环U型管蒸汽发生器(UTSG)在一次侧处于自然循环工况下其部分U型管可能会出现倒流现象,这对自然循环带来不利影响。本文通过理论分析UTSG的U型管的水动力学曲线,获得U型管内发生流动不稳定时的临界压降与管长的关系,并利用系统分析程序RELAP5进行数值验证,验证结果表明:当管长增加时,临界压降呈先减后增的趋势,即小型的UTSG的最短U型管先出现倒流,而大型的UTSG最长管先出现倒流。所得结论解释了不同的仿真模拟研究得到的倒流管的分布不同的现象,为UTSG管内倒流及其管空间分布的预测提供理论依据。

关键词： U型管蒸汽发生器(UTSG) 倒流 RELAP5 流动不稳定判别准则

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RGPu与WGPu驱动条件下钍基S&B型燃料组件特性分析

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核动力工程 2020年第2期41卷 16-21页

作者：王金成黄杰丁铭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 中广核研究院有限公司广东深圳518026

武器级钚(WGPu)与反应堆级钚(RGPu)可以分别从废旧拆除的核武器中以及轻水堆乏燃料中获得,二者均可以作为钍基燃料的驱动燃料。为对上述2种驱动燃料特性进行研究,利用DRAGONV4程序以及JEFF3.11-295群截面库进行反应堆物理计算。采用修正... 详细信息

武器级钚(WGPu)与反应堆级钚(RGPu)可以分别从废旧拆除的核武器中以及轻水堆乏燃料中获得,二者均可以作为钍基燃料的驱动燃料。为对上述2种驱动燃料特性进行研究,利用DRAGONV4程序以及JEFF3.11-295群截面库进行反应堆物理计算。采用修正4因子公式对WGPu与RGPu驱动条件下的S&B 6+3型组件初始无限增殖系数进行分析。同时,为确定WGPu与RGPu增殖性能最优的空间分离尺度和钍含量,进一步对比了不同空间分离尺度的S&B型组件和MOX组件寿期末的233U质量。结果表明,钍含量相同时,WGPu具有较高的热中子裂变系数,导致其初始无限增殖系数和燃耗深度均大于RGPu,并且不随钍含量的大小而改变。RGPu作为驱动燃料的S&B5+4-70%Th组件具有最优增殖性能。WGPu作为驱动燃料时,MOX型组件233U质量大于S&B型组件,并在70%钍含量时达到最大值。

关键词：武器级钚(WGPu) 反应堆级钚(RGPu) 钍基S&B型燃料组件空间分离效应

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开式自然循环系统实例优化设计研究

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核科学与工程 2021年第2期41卷 395-401页

作者：李贵敬王天泽陈先培刘佳伟燕山大学车辆与能源工程学院河北秦皇岛066004 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

本文以核电厂安全壳非能动余热排出系统设计为应用背景,以某开式自然循环系统为研究对象,采用自主开发仿真程序结合新型优化算法的分析方法,开展针对该系统的实例优化研究。通过参数敏感度分析确定了由传热管高度、传热管根数、传热管... 详细信息

本文以核电厂安全壳非能动余热排出系统设计为应用背景,以某开式自然循环系统为研究对象,采用自主开发仿真程序结合新型优化算法的分析方法,开展针对该系统的实例优化研究。通过参数敏感度分析确定了由传热管高度、传热管根数、传热管内径、绝热管直径和绝热上升段高度构成的优化变量向量,以系统运行1400s单位面积累积换热量作为优化目标,利用改进遗传算法获得在满足循环系统稳定性要求下的最优结构参数。结果表明,经优化后的系统运行1400s时单位面积累积换热量增加了20.8%,有效地改善了系统的换热能力。研究结果为系统结构参数的选取提供了数据支撑,具有一定的理论参考价值。

关键词：开式自然循环结构参数优化设计

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波形板壁面液膜的神经网络及混沌特性分析

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核动力工程 2020年第4期41卷 60-63页

作者：王博陈博文田瑞峰柯炳正李茹卢川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 中国核动力研究设计院成都610213

波形板干燥器是船用核动力系统中重要的汽水分离设备,其壁面上自由下降液膜的流动特性对干燥器的汽水分离效率及船用核动力装置的安全性指标有着较大的影响。基于平面激光诱导荧光技术(PLIF)对不同雷诺数下的壁面薄层液膜厚度进行测量... 详细信息

波形板干燥器是船用核动力系统中重要的汽水分离设备,其壁面上自由下降液膜的流动特性对干燥器的汽水分离效率及船用核动力装置的安全性指标有着较大的影响。基于平面激光诱导荧光技术(PLIF)对不同雷诺数下的壁面薄层液膜厚度进行测量。通过小数据量法计算不同工况下的液膜厚度时间序列的最大Lyapunov指数,分析壁面液膜的混沌特性并进行相空间重构。利用反向传播(BP)神经网络解决非线性问题的优势对液膜厚度进行预测,完成了单隐层BP神经网络预测模型的建立并实现了自由液膜厚度的非线性特征分析。结果显示:最大Lyapunov指数与液膜雷诺数呈正相关关系;在大雷诺数区生成的孤立峰同重力及液膜间的叠加作用相互耦合,使液膜混沌特性变得更加明显。

关键词：波形板干燥器液膜波动性平面激光诱导荧光技术混沌特征

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