搜索结果: 1-15 共查到“知识库 裂变堆热工与水力”相关记录120条 . 查询时间(1.562 秒)
中国实验快堆热工参数的自适应BP神经网络预测方法研究
中国实验快堆 燃料包壳最高温度 BP神经网络 自适应方法
2020/10/20
中国实验快堆（CEFR）堆芯的热工参数是否超出限值是评价反应堆安全运行的标准。本文针对燃料包壳最高温度预测问题，通过堆芯子通道分析程序COBRA生成数据样本后，开发基于BP神经网络自适应算法的智能预测程序，对于特定的单盒组件，仅需给出堆芯进口功率和流量，即可实现燃料包壳最高温度的快速准确预测。结果表明，与COBRA相比，在大规模重复性计算的场景下，自开发程序能节约大量计算时间和算力，提高燃料包壳设...
为减小流动工质与燃料组件模型之间因折射率差异给可视化流场测量带来的影响，将四氢化萘和无水乙醇混合得到一种新型有机玻璃（PMMA）折射率匹配（RIM）液。实验测量了不同浓度混合溶液的折射率、密度、动力黏度和雷诺数，并研究了4个变量对温度的敏感性。结果表明：在25 ℃时，四氢化萘(72.2%)-无水乙醇(27.8%)混合溶液与PMMA的折射率相等；Newton方程在预测混合溶液的折射率时与实验测量数据...
模块式高温气冷堆非能动余热排出系统分析与研究
高温气冷堆 余热排出 数值计算 温度场
2010/11/12
非能动的余热排出系统是高温气冷堆固有安全性的重要体现之一。本文介绍了模块式高温气冷堆余热排出系统热工水力计算方法，并给出了不同工况、不同环境温度下余热排出系统的运行参数，为余热排出系统的设计和运行提供了参考。对事故工况下舱室混凝土温度分布进行了数值分析，结果表明混凝土最高温度低于安全限值。
热化截面库SabDEP制作与热化截面插值方法
SabDEP 热化截面 ACE 插值
2010/8/10
加工生成了基于ENDF/BⅦ及其评价方法的新热化ACE(A Compact ENDF)截面库SabDEP（工程物理系热化截面库），包括轻水、重水、Be、石墨、H/Zr和Zr/H共6种材料，每种材料含6个温度点。对SabDEP库进行了微观截面比对验证和积分计算验证，重水的截面相对于原来生成的截面有很大改进。在清楚ACE文件结构基础上，对热化截面开展了温度插值方法研究，取得了很好的插值结果。
HFETR流量反转分析研究
HFETR 自然循环 流量反转 强迫循环
2010/7/19
中国高通量工程试验堆（HFETR）在流量反转过程中，堆芯热工参数的变化会影响到反应堆的安全运行。为此本文利用RELAP5/MOD3程序建立了HFETR模型，进行了相关的研究，得出HFETR强迫循环向自然循环转换的最大允许功率为850 kW，自然循环向强迫循环过渡的时刻由压力壳上部水温决定。研究结果表明，现运行模式能保证反应堆的运行安全，为以后运行模式的完善提供了支持。
稳压器波动管蠕变破裂失效尺寸敏感性分析
压水堆 严重事故 稳压器波动管 蠕变破裂失效
2010/6/14
以压水堆严重事故最佳估算程序为计算工具，研究了严重事故中稳压器波动管不同失效尺寸对严重事故进程和结果的影响。计算分析表明，稳压器波动管失效尺寸设为当量直径15 cm左右的破口时可获得一个相对保守的计算结果，失效尺寸在12 cm以下或18 cm以上时，其计算结果没有15 cm情况下的严重。研究结果可为深入研究压水堆核电厂严重事故现象提供参考。
AP1000冷管段小破口失水事故分析
AP1000 RELAP5 小破口失水事故
2010/5/2
基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.4，对AP1000的冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析，得到了系统压力、破口流量、燃料包壳温度等关键参数的瞬态变化，计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序计算的结果基本一致。分析表明：AP1000的非能动专设安全设施能有效地对一回路进行冷却和降压，防止堆芯过热，验证了AP1000发生冷管段小破口失水事故后的安全性。
压水堆核电站热工水力系统程序的研发现状与趋势
压水堆核电站 热工水力
2009/12/3
比较分析了目前世界上典型的压水堆核电站热工水力系统程序的研发历程、发展现状、应用范围，着重指出了最佳估算、程序耦合、程序评估在热工水力系统程序研发中的重要作用，阐述了各国热工水力系统程序研发模式对我国自主创新的借鉴意义。
离心长级联水力学动态数值模拟
离心级联 水力学 调节
2009/9/16
针对已有的调节方法无法进行离心长级联水力学动态模拟的问题，提出一种新的调节方法。该方法从中间供料级出发，根据机器滞留量和管道额定流量向两端逐级调节阀门，从而得到离心长级联稳定运行时的水力学状态。50级和100级的数值模拟结果表明，该方法不受离心机水力学特性参数的限制，大幅缩短调节时间，可以较快得到满足水力学要求的级联设计参数。在级联稳定运行的基础上，通过改变供料量的大小，分别研究了在有无阀门自动调...
压水堆核电站铁水反应机理研究
压水堆 铁水反应 反应机理
2009/9/4
从微观上研究压水堆核电站严重事故下减少或控制氢气生成的措施需研究氢气生成的微观机理。本工作采用量子化学理论，应用量子化学软件包Gaussian03，在B3LYP/6-311+G(d)理论模型上研究了压水堆严重事故下铁水反应的微观机理，并计算了活化能。结果表明，铁水反应是由两个基元反应组成的总包反应。第2步基元反应的正反应活化能较大，是铁水反应的速控步。在微观上研究减少或控制氢气生成的措施应从第2步...
Thermal-Hydraulic Analysis of Coolant Flow Decrease in Fuel Channels of Smolensk-3 RBMK during GDH Blockage Event
Thermal-Hydraulic Coolant Flow
2009/9/3
One of the transients that have received considerable attention in the safety evaluation of RBMK reactors is the partial break of a group distribution header (GDH). The coolant flow rate blockage in o...
Thermal-Hydraulic Analysis Tasks for ANAV NPPs in Support of Plant Operation and Control
Thermal-Hydraulic ANAV NPPs
2009/9/3
Thermal-hydraulic analysis tasks aimed at supporting plant operation and control of nuclear power plants are an important issue for the Asociación Nuclear Ascó-Vandellòs (ANAV). ANAV is the consortium...
Power Distribution and Possible Influence on Fuel Failure in WWER-1000
Fuel Failure WWER-1000
2009/9/3
The work is focused on the influence of investigation of some core heterogeneities and construction materials on the space power (fission rate) distribution in WWER-1000-type cores, especially from vi...
Simulation of Boiling Flow Experiments Close to CHF with the Neptune_CFD Code
the Neptune_CFD Code Flow Experiments
2009/9/3
A three-dimensional two-fluid code Neptune_CFD has been validated against the Arizona State University (ASU) and DEBORA boiling flow experiments. Two-phase flow processes in the subcooled flow boiling...
CFD Code Validation against Stratified Air-Water Flow Experimental Data
CFD Code Validation Air-Water Flow Experimental Data
2009/9/3
Pressurized thermal shock (PTS) modelling has been identified as one of the most important industrial needs related to nuclear reactor safety. A severe PTS scenario limiting the reactor pressure vesse...