核动力工程

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2009, 30(S1): .

摘要(6) PDF(0)

摘要:

于意奇, 杨燕华, 顾汉洋, 程旭, 宋小明, 王小军

2009, 30(S1): 1-5.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
对三角形排列紧密栅元通道内的空气湍流流动进行了数值研究,系统考察了涡粘性和雷诺应力两类湍流模型模拟紧密栅元通道内流动特征的适用性。结果表明:SSG雷诺应力模型对流动有较好的模拟,这说明湍流各项异性的模拟在紧密栅元中十分重要;不同雷诺数和几何结构下的模拟显示,二次流的大小和雷诺数的相关性不大,但随着棒间距和棒径比(P/D)的增大,二次流减小。

燃料棒芯块中Kr、Xe的低温释放机理

周毅

2009, 30(S1): 6-8,13.

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摘要:
在Wise反冲机理微观模型的基础上,考虑芯块倒角的影响,给出了倒角表面平均反冲效率的计算模型;击出机理参考Olander的理论;由此建立了一个更为精细的裂变气体低温释放微观模型。使用新建模型进行计算的结果显示,倒角表面的平均反冲效率约为圆柱体芯块表面的两倍;当倒角的表面积与圆柱体芯块表面积相比不可忽略时,裂变气体反冲释放份额的计算应考虑倒角的影响。

中子输运方程的Daubechies小波角度离散

郑友琦, 吴宏春, 曹良志, 于颖锐

2009, 30(S1): 9-13.

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摘要:
近年来对新型反应堆中广泛应用的混合氧化物(MOX)燃料的研究表明,中子通量密度在该型燃料栅元中随角度的分布呈现出剧烈的震荡,传统的角度离散方法很难对其进行很好的逼近。本研究利用具有紧支、正交特点的Daubechies小波离散中子输运方程的角度变量,建立了中子输运方程小波基函数展开的理论模型。将小波展开与离散纵标方法相结合,解决了二维张量积小波展开引入的大规模通量矩耦合问题,降低了耦合规模,实现了二维高阶小波展开的数值求解。数值校验证明:中子输运方程小波分析方法可以高精度地模拟复杂中子通量密度随角度的分布。

中子时空动力学直接模拟方法研究与程序研制

沈华韵, 王侃

2009, 30(S1): 14-17.

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摘要:
直接模拟方法(DSM)是一种新的用于求解三维瞬态中子输运问题的方法。该方法通过直接模拟瞬态过程中系统内中子和缓发中子先驱核的动态行为来求解核反应堆动力学问题。由于该方法取消了现有方法的各种近似,具有普适通用性。本文在详细研究该方法的基础上,开发了相应的瞬态分析程序TMCC,并进行了算例的验证。

小波尺度函数展开在连续能量中子输运方程计算中的应用

杨伟焱, 吴宏春, 曹良志, 郑友琦

2009, 30(S1): 18-22,38.

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摘要:
小波展开能够很好地拟合剧烈变化的函数,近年来已被应用于模拟中子角注量率随角度剧烈变化的问题,并取得了令人满意的结果。中子能谱在共振区具有剧烈震荡的特性,本文介绍了利用能群与小波尺度函数展开相耦合来离散连续能量中子输运方程中能量自变量的方法。对中子注量率在共振区关于能量用小波尺度函数进行拟合,而在快中子区和热中子区利用分群计算的方法。初步的数值结果表明,该方法使有效增殖系数计算精确,并能够得到中子注量率在共振区随能量的精细分布,对共振自屏蔽的精确计算具有重要意义。

用OECD/NEA堆芯瞬态基准题验证RELAP5-TDNK程序系统

李峰, 张渝, 江光明

2009, 30(S1): 23-27.

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摘要:
利用经济发展与合作组织核能机构(OECD/NEA)压水堆堆芯弹棒瞬态基准题对RELAP5-TDNK进行了验证。使用RELAP5-TDNK建立了弹棒基准题模型,分析了两种弹棒问题,对程序的数据交换能力、耦合方法和瞬态事故分析能力进行了检验。与国际上多种程序进行比较,结果表明:RELAP5-TDNK程序模拟结果较好,能够分析事故或瞬态过程中堆芯内局部功率和热工参数的相互作用,具有分析强反馈现象的能力。

CFD在核能系统分析中应用的最新进展

李林森, 王侃, 宋小明

2009, 30(S1): 28-33.

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摘要:
介绍了国内外计算流体力学(CFD)方法在核能系统分析中应用的最新进展。CFD已经可以应用到一些三维单相瞬态流动情况中,其中包括堆芯及组件内的流场模拟,以及堆芯外空腔和其他领域的模拟分析。CFD的应用还需要进行进一步验证和基准化,并需要针对CFD的应用方法进行研究,包括建立最佳实践导则(BPG)。CFD程序还被用于与热工水力系统程序的多尺度耦合以及与中子物理程序的耦合。CFD程序在两相流领域的应用还处于初级阶段,在湍流和多相流的模拟中需要更进一步发展。

CFD方法在棒束定位格架热工水力分析中的应用研究

陈畏葓, 张虹, 朱力, 熊万玉

2009, 30(S1): 34-38.

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摘要:
利用UG、CFX程序和计算流体力学(CFD)方法对AFA-2G组件5×5棒束定位格架进行了几何建模和通道内单相水三维流场数值模拟,包括特定流速下流场的定性和定量分析、不同流速下的阻力特性分析等。将分析结果与相应试验结果进行了比较,结果表明:采用合理的结构简化、恰当的物理模型和数值求解算法,CFX程序能较好地模拟棒束定位格架通道内的单相水三维流场,其模拟结果与试验结果符合较好。

球床堆内冷却剂流动与传热特性的CFD研究

李华, 秋穗正, 苏光辉, 宋小明

2009, 30(S1): 39-43.

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摘要:
以计算流体力学(CFD)为基础,利用大型商业软件ProE和CFX,对球床式水冷堆堆芯燃料元件进行三维建模、网格划分和数值计算,对堆芯内冷却剂热工水力特性进行了初步的研究。计算比较了燃料元件球间隙和接触情况下冷却剂的速度场、温度场和压力分布,分析了其对堆芯安全的影响。

秦山核电厂二期扩建工程反应堆保护系统设计中核安全原则的应用

肖鹏, 许东芳, 冯威

2009, 30(S1): 44-47.

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摘要:
秦山核电厂二期扩建工程(3^#、4^#机组)反应堆保护系统的设计是在秦山核电厂二期工程(1^#、2^#机组)反应堆保护系统设计的基础上经过改进而成的。本文通过对一个经过论证且已实施的改进项和一个由业主提出但没有被采纳的改进项的分析,阐明了保护系统设计中核安全原则的应用:让反应堆更加安全,使电站在发生事故后能够将反应堆转入并保持在安全状态。如果对反应堆保护系统设计的修改能够在不影响核电站安全性的同时提高电站的经济性,那就是可行的。否则,无论其能带来多么可观的经济利益,都不宜采用。

核电厂DCS系统功能验证工程模拟机研究

刘鹏飞, 林萌, 侯东, 陈智, 杨燕华

2009, 30(S1): 48-51,64.

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摘要:
建立了核电厂分布式控制系统(DCS)功能验证工程模拟机系统。该系统采用RELAP5建立热工水力模型,利用MATLAB/Simulink建立电厂主要控制系统数学模型,利用MYSQL建立数据库,利用Visual Studio.NET开发了系统控制台;采用数据采集系统实现工程模拟机与现场DCS系统间的实时信号通讯,从而实现对DCS系统的功能验证。验证结果表明,系统能实现实时运行,并满足DCS系统硬件和逻辑功能测试的要求。

基于顺序控制技术的反应堆自动启动系统

张耀, 彭华清, 张大发

2009, 30(S1): 52-55.

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摘要:
在深入分析反应堆启动过程各项技术操作的基础上,提出利用顺序控制技术实现反应堆自动启动的构想。对基于顺序控制技术的反应堆自动启动系统的设计思路、层次结构、系统组成和系统设计的关键技术进行了研究,并初步进行了系统设计。所设计的顺序控制系统能够实现反应堆的自动启动,减轻运行人员工作负担,从而提高了反应堆启动运行的安全性和经济性。

低流量下蒸汽发生器一次侧流量分配研究

张勇, 宋小明, 黄伟

2009, 30(S1): 56-59,64.

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摘要:
采用CFD方法对低流量下倒U型管式蒸汽发生器一次侧内的流动特性进行了分析研究。结果表明,在自然循环模拟试验装置的U型管结构参数条件下,倒流只发生在内层的短管内。低流量时,随单管平均流量的增大,倒流管内的流量相对减小,倒流管数量相对减少,最终倒流消失;随二次侧温度升高,倒流管内的流量也相对减小,倒流管数量相对减少。

海洋条件对单相强迫流动影响的理论研究

杜思佳, 张虹

2009, 30(S1): 60-64.

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摘要:
从流体基本控制方程出发,分析海洋条件对强迫循环流动特性的影响;并采用CFD方法进行模拟及验证。计算发现,在流速一定的条件下,重力、向心力和角加速惯性力等与流体流动无关的惯性力的引入对流型和摩阻没有明显影响;而由于旋转效应引起的科里奥利力会对流型产生影响,在角速度很大的情况下,会对摩阻产生一定影响。

MIPR堆芯模拟体气-液两相试验工况下流动与传热特性的数值模拟

聂华刚, 宋小明, 牛文华

2009, 30(S1): 65-69.

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摘要:
针对医用同位素生产堆(MIPR)堆芯试验模拟体气-液两相试验工况,选取模拟体的1/20作为计算对象,采用非结构化网格方法进行模型网格划分,运用CFD技术进行数值模拟计算研究,同时,对其流场、温度场分布状况及传热特性等进行了分析。计算结果与试验结果的比较分析表明,两者吻合较好。

用冲击响应谱合成人工加速度时程的方法

吴万军, 刘文进, 张毅雄

2009, 30(S1): 70-71.

摘要(5) PDF(0)

摘要:
采用地震响应谱合成人工随机加速度时程的方法,根据冲击过程的特点探讨将冲击响应谱合成为人工随机加速度时程方法。对人工随机加速时程与冲击响应谱进行比较的结果表明,这种方法合成的人工随机加速度时程与冲击响应谱具有很好相容性。

基于PPR技术的反应堆系统虚拟维修技术

吴亚祥, 麻百涌

2009, 30(S1): 72-76.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
基于产品、工艺和资源(PPR)结构树技术,研究了反应堆系统虚拟维修环境的构建技术和虚拟维修工艺过程结构树的构建技术,提出了反应堆系统维修性设计、仿真流程。基于维修过程的分段仿真思想和维修活动的分层设计思想,研究了反应堆虚拟维修任务的层次结构。采用计划评价与审查技术(PERT)图定义维修操作,描述了反应堆系统维修仿真过程中产品、工艺和资源数据之间的关系。

基于二元重要度的设备分级技术

曾未, 余红星, 孙玉发

2009, 30(S1): 77-81.

摘要(4) PDF(0)

摘要:
现有的概率论设备分级方法在重要度方法选取、计算方法和分级限值制定等方面存在不足。本文把二元重要度决策法与叠加性转移模型相结合,以基于后果的风险评判为标准,为上述问题的处理提供了合理的理论依据。在秦山二期扩建核电站概率安全分析模型的基础上,验证了二元重要度分级方法的正确性。

产品设计中的计算机辅助公差分析

杜华

2009, 30(S1): 82-85.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
介绍了传统公差设计方法的不足和计算机辅助公差设计(CAT)方法的优点。比较了极值法、统计法和Monte-Carlo模拟法3种公差分析方法的优缺点;给出了进行计算机辅助公差分析的基本流程和相关注意事项。以某反应堆压力容器筒体、吊篮筒体、压紧筒体及支承板为研究对象,根据其三维设计模型,使用CAT软件VSA建立公差仿真模型,进行公差仿真分析,并根据分析结果对公差分配方案进行优化。

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2009年第30卷第S1期

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2009年 第30卷 第S1期

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