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由中国原子能科学研究院核工程设计研究所牵头开发的快堆多物理耦合计算系统,成功完成了数千核并行规模的快堆堆芯和堆本体全范围精细化中光子输运计算、全堆芯输运-燃耗耦合计算、核-热子通道耦合计算与核燃料性能耦合分析。这标志着中国原子能科学研究院快堆型谱软件在高性能计算、先进建模仿真技术与多物理耦合模拟方面取得重要突破,为构建我国首个具有完全自主知识产权的钠冷快堆高性能数值模拟系统奠定应用基础。
为对过冷沸腾两相流动进行准确模拟,并探索临界热流密度(CHF)预测方法,本文基于共轭传热和两相CFD分析的方法,通过流固界面耦合,建立流固共轭传热两相流动耦合求解的数值模型。首先通过典型燃料棒栅元过冷沸腾两相流动的模拟,验证数值模型的正确性。随后对燃料子通道内两相流动进行模拟,并在两相流动模拟的基础上,通过准瞬态的方法,建立与CHF试验过程非常近似的CHF预测方法,将加热壁面的温度飞升作为CHF判...
在二维轴对称模型下,以及惯性约束核聚变冷冻靶制备的温度控制过程中,利用计算流体力学程序Fluent,对聚变腔内的温度场变化进行模拟。研究了腔内气体的自然对流效应对冷冻靶温度分布的影响,模拟了通过在冷却环上施加一正弦振荡的温度场来降低冷冻靶内表面粗糙度的过程,给出了动态快速冷冻方法中的靶温度随冷却环温度的变化过程。
聚变次临界堆双冷嬗变包层液态锂铅失流事故数值模拟

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