【摘 要】
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为开发一种不依赖实验而预测管束结构流体弹性不稳定性(简称流弹失稳)的方法.采用计算流体力学(CFD)方法获取阻力、升力系数及其空间导数,并将3者代入预测流弹失稳的准静态理论中,提出了一种适用于管束结构的混合流弹失稳预测方法,此方法考虑了管束在横流和顺流2个方向上的不稳定性;以正三角形管束为例,计算了 2种节距比(P/d)下流弹失稳特性.结果表明,基于本文提出的CFD与准静态理论混合的弹性管束结构流弹失稳预测方法,可以在不需要实验的情况下获得管束结构发生流弹失稳现象的临界速度;采用此方法计算的流弹失稳结果与
【机 构】
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西安交通大学航天航空学院机械振动与强度国家重点实验室,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
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为开发一种不依赖实验而预测管束结构流体弹性不稳定性(简称流弹失稳)的方法.采用计算流体力学(CFD)方法获取阻力、升力系数及其空间导数,并将3者代入预测流弹失稳的准静态理论中,提出了一种适用于管束结构的混合流弹失稳预测方法,此方法考虑了管束在横流和顺流2个方向上的不稳定性;以正三角形管束为例,计算了 2种节距比(P/d)下流弹失稳特性.结果表明,基于本文提出的CFD与准静态理论混合的弹性管束结构流弹失稳预测方法,可以在不需要实验的情况下获得管束结构发生流弹失稳现象的临界速度;采用此方法计算的流弹失稳结果与文献中的实验结果吻合良好.
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为研究压水堆核电厂管道泄漏特性,基于一维两流体数值模型,耦合了等温气泡生长模型,提出了一种两相临界流模型,该模型考虑了临界流过程中的亚稳态流体核化与非平衡传质.该模型通过一种显式差分格式的算法加以实现.通过与相关实验数据进行对比计算可知,本文模型具有较高的计算精度与计算效率.利用该模型对两相临界流流动与传质过程进行了理论分析,结果表明,流体过冷度对流动与传质过程具有显著影响,而流体入口压力仅影响流动过程.本研究建立的两相临界流模型可为管道与压力容器泄漏安全性分析提供参考与理论基础.
标准化核电厂人因风险分析(SPAR-H)方法在数字化核电厂的适用性尚未得到充分研究.本研究通过对核电厂数字化后操纵员行为特征的研究和SPAR-H方法在岭东核电厂中的具体应用,分析得出SPAR-H方法应用于数字化核电厂时存在分析结果过度保守、认知过程不够完整、部分行为形成因子(PSF)过于敏感等不足,并针对以上不足对SPAR-H方法提出明确PSF水平的判断标准、完善SPAR-H方法的认知模型、建立人因数据库等改进建议,从而使SPAR-H方法更适用于数字化核电厂的人因可靠性分析.
用均匀设计试验和逐步回归统计学方法研究了H13钢激光仿生强化中激光功率、扫描速度、激光密度对仿生单元截面形貌参数、表面粗糙度的影响规律.研究表明:激光密度对仿生单元截面形貌参数影响最为显著,与熔融区的熔深、截面面积、热影响区宽度、热影响区深度、熔融区和热影响区综合截面面积成简单线性递增关系;单元表面粗糙度与扫描速度呈开口下的抛物线关系,而表面粗糙度与激光功率呈开口向上的抛物线关系.
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基于两流体六方程的热工水力系统程序在计算蒸汽即将从控制体中消失或水即将充满控制体工况时,由于空泡份额较小的两相混合物和纯液相之间可压缩性的不连续变化以及离散动量方程的离散方法,可能会出现虚拟的压力峰值,即数值水锤现象.本文以热工水力系统分析程序RELAP5为参考对数值水锤问题的缓解方案进行了分析研究,给出了详细的检测逻辑以及修正方案,并应用于普赖尔管问题和冷凝实验工况的计算分析.结果显示,数值水锤缓解方案的启用能够缓解两流体程序中针对该类问题由于数值方法带来的压力瞬态效应,从而能够明显地降低压力峰值,避免
研究了 ACP100模块式小堆的全厂断电(SBO)事故应对策略,分析了非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统对于SBO事故的缓解作用.研究结果表明,ACP100具有多种不依赖于可靠电源应对SBO事故的策略,ACP100采用非能动余热排出系统或非能动堆芯冷却系统均可以保障SBO事故下的堆芯余热长期导出,长期维持反应堆的可冷却性.
为产生高精度的快堆截面数据,基于一致性N阶的勒让德函数(PN)近似方法与临界曲率搜索方法,开发了快堆多群截面处理程序MGGC1.0,并进行了多方面基准验证.通过对均匀混合介质的宏观截面验证表明,中子产生截面的相对偏差均小于0.1％,裂变能谱的相对偏差均小于0.25％,总截面由于修正方式不同导致偏差稍大,但绝大多数能群的相对偏差都在0.5％以内.在临界基准实验中与蒙特卡罗程序RMC采用连续点截面的计算结果相比,78％的基准题的偏差都在100pcm(1pcm=10-5)以内,表明MGGC1.0处理截面的精度较
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