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反应堆核热耦合松耦合数值仿真研究综述被引量：1: 1; 作者王钦马占军 +1 位作者王金成丁铭《核安全》 2023年第2期52-58,共7页; 在反应堆运行过程中,包含多个性质不同却相互联系的物理现象,涉及反应堆物理、热工水力、材料、系统控制等专业。本文主要探讨堆芯反应堆物理与热工水力间的相互作用,且主要关注对反应堆安全运行具有重要意义的耦合现象,对核热耦合的松... 展开更多; 关键词物理热工耦合数值仿真反应堆安全分析核热耦合现象松耦合外耦合; 在线阅读下载PDF 职称材料

子通道分析程序LINDEN的开发与初步验证被引量：14: 2; 作者白宁朱元兵 +4 位作者任志豪陈俊周有新厉井钢贺海波《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期299-301,共3页; 中国广东核电集团有限公司自主开发的子通道分析程序LINDEN采用基于同位网格有限差分技术的四方程漂移流模型以及面向对象的模块化编程技术。该程序具备分析计算的可靠性、稳定性。通过LINDEN和COBRA-Ⅳ程序分别对大亚湾1#、2#机组稳态... 展开更多; 关键词子通道分析程序自主开发热工水力反应堆安全分析; 在线阅读下载PDF 职称材料

管内顶部骤冷过程中骤冷前沿推进速度实验研究被引量：3: 3; 作者郎雪梅黄彦平《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1998年第2期109-118,共10页; 采用瞬态热块实验技术和非稳态二维数值分析方法研究了低压低质量流速条件下竖直管内顶部骤冷过程中骤冷前沿的推进特性。以理论模型和理论关系式为基础，通过详细的参数敏感性分析引入流动参数的影响特征，得到了本文实验条件下的骤冷... 展开更多; 关键词骤冷顶部淹没骤冷前沿推进速度反应堆安全分析; 在线阅读下载PDF 职称材料

池式夹带高速区试验研究被引量：3: 4; 作者张鹏李纬 +6 位作者邸智胡啸张蕾邹亚亨陈炼常华健陈培培《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第12期2188-2193,共6页; 发生失水事故后的压水堆内会产生池式夹带现象，这一现象将造成反应堆进一步失水，进而发生堆芯裸露或堆芯熔化等严重事故。Kataoka和Ishii于1983年开发的池式夹带模型在反应堆安全分析中被广泛使用，但十分保守。其中一个重要原因是模... 展开更多; 关键词池式夹带热工水力学试验反应堆安全分析; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名反应堆核热耦合松耦合数值仿真研究综述被引量：1: 1; 作者王钦马占军王金成丁铭; 机构海装沈阳局驻葫芦岛地区某军事代表室海军参谋部核安全评估保障室哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室; 出处《核安全》 2023年第2期52-58,共7页; 文摘在反应堆运行过程中,包含多个性质不同却相互联系的物理现象,涉及反应堆物理、热工水力、材料、系统控制等专业。本文主要探讨堆芯反应堆物理与热工水力间的相互作用,且主要关注对反应堆安全运行具有重要意义的耦合现象,对核热耦合的松耦合数值仿真研究进展进行广泛综述。本文先简要介绍核热耦合的原理方法和主流数值仿真程序,随后依据仿真程序自身特点进行科学分类,最后着重研究四类松耦合数值仿真方法现阶段的实际应用情况,给出了典型算例,并分析其计算效果及实用价值。; 关键词物理热工耦合数值仿真反应堆安全分析核热耦合现象松耦合外耦合; Keywords neutronic-thermal coupling reactor safety analysis Reactor physics and thermal coupling phenomenon loose coupling external coupling; 分类号 TL32 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名子通道分析程序LINDEN的开发与初步验证被引量：14: 2; 作者白宁朱元兵任志豪陈俊周有新厉井钢贺海波; 机构中科华核电技术研究院有限公司中国广东核电集团有限公司信息技术中心; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期299-301,共3页; 文摘中国广东核电集团有限公司自主开发的子通道分析程序LINDEN采用基于同位网格有限差分技术的四方程漂移流模型以及面向对象的模块化编程技术。该程序具备分析计算的可靠性、稳定性。通过LINDEN和COBRA-Ⅳ程序分别对大亚湾1#、2#机组稳态工况进行了计算分析。结果表明,LINDEN程序和COBRA-Ⅳ程序的计算结果总体吻合较好,LINDEN程序可适用于大型压水堆的热工水力分析。; 关键词子通道分析程序自主开发热工水力反应堆安全分析; Keywords subchannel analysis code self-reliant development thermal hydraulics reactor safety analysis; 分类号 TL33 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名管内顶部骤冷过程中骤冷前沿推进速度实验研究被引量：3: 3; 作者郎雪梅黄彦平; 机构中国核动力研究设计院; 出处《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1998年第2期109-118,共10页; 基金中国核动力研究设计院青年科学研究基金; 文摘采用瞬态热块实验技术和非稳态二维数值分析方法研究了低压低质量流速条件下竖直管内顶部骤冷过程中骤冷前沿的推进特性。以理论模型和理论关系式为基础，通过详细的参数敏感性分析引入流动参数的影响特征，得到了本文实验条件下的骤冷前沿推进速度的半经验关系式，与实验数据及相应的其它关系式的比较结果表明本文的半经验关系式在模型结构和预测精度等方面均有较大的提高。实验条件如下：１５×１．５１Ｃｒ１８Ｎｉ９Ｔｉ元件管；系统压力：０．３１～０．８８ＭＰａ；质量流速：１７．７—９０２．０ｋｇ／ｍ２·ｓ；入口过冷度：３℃—７７℃；初始热壁温度：４５０℃—６００℃。本文的研究可为同类问题的工程研究和应用提供指导。; 关键词骤冷顶部淹没骤冷前沿推进速度反应堆安全分析; Keywords quenching top reflooding progressing velocity of quench front safety analysis of reactor; 分类号 TL364.1 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名池式夹带高速区试验研究被引量：3: 4; 作者张鹏李纬邸智胡啸张蕾邹亚亨陈炼常华健陈培培; 机构国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司清华大学国家电力投资集团海外投资公司; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第12期2188-2193,共6页; 基金大型先进压水堆核电站重大专项资助项目(2011ZX06004-007); 文摘发生失水事故后的压水堆内会产生池式夹带现象，这一现象将造成反应堆进一步失水，进而发生堆芯裸露或堆芯熔化等严重事故。Kataoka和Ishii于1983年开发的池式夹带模型在反应堆安全分析中被广泛使用，但十分保守。其中一个重要原因是模型中高速夹带区的试验数据极为有限且不确定性较大，导致该区的模型并不完善。本文介绍空气‐水的池式夹带高速区试验，试验本体参考AP1000原型参数，本体内径为380mm，高为2.2m，由透明材料制作，供气流速为0.98～5.41m／s。试验过程中的两相混合液位和夹带液体质量的测量分别使用导波雷达液位计和称重模块。本试验为夹带模型的高速区补充了数据，发展了现有的池式夹带高速区模型，并发现了在夹带高速区出现的夹带饱和现象。; 关键词池式夹带热工水力学试验反应堆安全分析; Keywords pool entrainment thermal-hydraulic experiment reactor safety analysis; 分类号 TL333 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

	题名	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	反应堆核热耦合松耦合数值仿真研究综述	王钦马占军王金成丁铭	《核安全》	2023	1	在线阅读下载PDF 职称材料
2	子通道分析程序LINDEN的开发与初步验证	白宁朱元兵任志豪陈俊周有新厉井钢贺海波	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2013	14	在线阅读下载PDF 职称材料
3	管内顶部骤冷过程中骤冷前沿推进速度实验研究	郎雪梅黄彦平	《核科学与工程》 CSCD 北大核心	1998	3	在线阅读下载PDF 职称材料
4	池式夹带高速区试验研究	张鹏李纬邸智胡啸张蕾邹亚亨陈炼常华健陈培培	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2016	3	在线阅读下载PDF 职称材料