基于动态时间规整的子通道程序数据同化技术研究

1

作者 国文慧 姜铭雨 +7 位作者 章静 王明军 巫英伟 贺亚男 郭凯伦 田文喜 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第7期1407-1415,共9页

为提升子通道程序在核反应堆热工水力分析中的预测精度与可靠性,解决模型与实测数据因时间偏移导致的误差累积问题,本研究提出一种基于动态时间规整(DTW)的数据同化方法,旨为复杂工况下的安全评估与实时监控提供高精度辅助手段。利用DT... 为提升子通道程序在核反应堆热工水力分析中的预测精度与可靠性,解决模型与实测数据因时间偏移导致的误差累积问题,本研究提出一种基于动态时间规整(DTW)的数据同化方法,旨为复杂工况下的安全评估与实时监控提供高精度辅助手段。利用DTW对模型预测与实测温度序列进行非线性时间轴匹配,消除了因功率瞬变或噪声干扰引起的时间偏移;通过集合卡尔曼滤波(EnKF)融合对齐后的时序数据,结合集合统计量迭代修正模型参数。研究结果表明,数据同化技术有效抑制了模型预测误差,尤其在功率阶跃等瞬态工况下,同化路径的波动幅度较独立预测降低30%。因此,本研究提出的DTW-EnKF混合数据同化技术,为核反应堆热工参数实时预测与安全分析提供了可靠工具。 展开更多

关键词 动态时间规整 子通道程序 数据同化 集合卡尔曼滤波

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COSINE多相场子通道程序格架模型开发与评估 被引量：1

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作者 陈林 张昊 +4 位作者 段秉祺 马齐超 周帆帆 杨燕华 赵萌 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期761-770,共10页

格架模型作为子通道程序中的重要模块,对大破口事故中再淹没工况下热工水力学参数的计算具有重要意义,COSINE多相场子通道程序包括格架的压降模型、壁面传热增强模型、相间传热增强模型、液滴破裂模型、格架再湿模型、格架温度模型等。... 格架模型作为子通道程序中的重要模块,对大破口事故中再淹没工况下热工水力学参数的计算具有重要意义,COSINE多相场子通道程序包括格架的压降模型、壁面传热增强模型、相间传热增强模型、液滴破裂模型、格架再湿模型、格架温度模型等。本研究选取棒束传热实验装置(RBHT)典型再淹没工况进行建模分析,评估格架模型对再淹没工况下热工水力学参数计算的影响。计算结果表明:采用格架模型后,程序计算的通道换热能力显著增强,格架模型可提高计算的骤冷前沿速度,加快包壳冷却及蒸汽温度的下降,并显著降低燃料包壳峰值温度(PCT),程序计算结果与实验数据符合良好;程序计算的格架温度变化趋势与实验值符合良好;程序中采用的液滴破裂模型可模拟格架前后的液滴尺寸变化,可精准预测液滴直径散射比;程序预测的格架附近液滴速度随时间的变化与实验趋势符合良好。COSINE多相场子通道程序中采用的格架模型可有效提高程序对再淹没工况下热工水力学参数的预测能力,程序中采用的格架模型是有效且合理可靠的。 展开更多

关键词 COSINE软件包 多相场子通道程序 格架模型 再淹没现象

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基于有限元方法的液态金属子通道程序开发与验证

3

作者 朱昕阳 陈荣华 +4 位作者 王金顺 田家豪 秋穗正 苏光辉 田文喜 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第12期2485-2496,共12页

液态金属冷却快堆因其核燃料增殖以及核废料嬗变能力而备受关注,为满足我国液态金属快堆的设计建设需求,本文基于多物理场耦合平台MOOSE开发了适用于液态金属冷却快堆的子通道分析程序FLARE,并与东芝(Toshiba)37棒束实验数据、KNS 37棒... 液态金属冷却快堆因其核燃料增殖以及核废料嬗变能力而备受关注,为满足我国液态金属快堆的设计建设需求,本文基于多物理场耦合平台MOOSE开发了适用于液态金属冷却快堆的子通道分析程序FLARE,并与东芝(Toshiba)37棒束实验数据、KNS 37棒束实验数据以及欧洲铅冷快堆ALFRED设计限值进行了对比验证。本程序计算结果与Toshiba实验值和KNS实验值符合良好,并在ALFRED的计算中与同类程序SACOS-LMR结果相当,初步验证了本程序具备对液态金属快堆组件内关键参数进行准确计算的能力。本程序能为液态金属快堆组件的热工水力分析提供有效的设计与分析工具。 展开更多

关键词 子通道程序 MOOSE 液态金属 热工水力分析

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COSINE两流体八方程子通道程序湍流交混与空泡漂移模型有效性验证

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作者 马齐超 张昊 +1 位作者 陈林 杨燕华 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第3期624-633,共10页

COSINE是我国自主研发的核电厂堆芯与系统安全分析的一体化软件包,其中子通道程序cosSubc-2F采用两流体,三相场(连续液相、液滴相和气相)的建模方法,除了连续液相和液滴相共用一个能量守恒方程外,其余各相均包含质量、动量和能量三个守... COSINE是我国自主研发的核电厂堆芯与系统安全分析的一体化软件包,其中子通道程序cosSubc-2F采用两流体,三相场(连续液相、液滴相和气相)的建模方法,除了连续液相和液滴相共用一个能量守恒方程外,其余各相均包含质量、动量和能量三个守恒方程,共计八个独立的守恒方程。在子通道程序中,燃料组件被划分为一定数目的平行子通道,这些通道并不是封闭的,它们之间由于压力梯度等因素的影响发生着流体的质量、动量和能量交换。作为通道间相互作用的关键模型,湍流交混与空泡漂移模型对于子通道程序模拟结果的准确性十分重要。文章详细介绍了子通道程序cosSubc-2F中的湍流交混与空泡漂移模型机理,选取一系列实验进行测试,程序中湍流交混与空泡漂移模型有效性得到了充分验证,并通过结果的对比分析,为模型的开发优化提出建议。 展开更多

关键词 COSINE cosSubc-2F 子通道程序 两流体模型 湍流交混与空泡漂移

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子通道程序SUBSC的开发及稳态验证 被引量：2

5

作者 陈军 曹良志 +3 位作者 赵传奇 叶鑫 刘宙宇 吴宏春 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第6期1030-1037,共8页

采用面向对象模块化编程技术开发了面向大规模热工水力计算的自主化子通道程序SUBSC,利用SUBSC和COBRA程序分别计算了典型压水堆1/4组件,结果表明,两者计算结果吻合很好。为进一步验证SUBSC程序,计算了PSBT稳态5×5棒束基准题,结果... 采用面向对象模块化编程技术开发了面向大规模热工水力计算的自主化子通道程序SUBSC,利用SUBSC和COBRA程序分别计算了典型压水堆1/4组件,结果表明,两者计算结果吻合很好。为进一步验证SUBSC程序,计算了PSBT稳态5×5棒束基准题,结果表明,在各种工况下SUBSC程序计算得到的通道平均含汽率与实验测量值吻合很好,最大相对偏差仅为0.7%,证明了程序具有较高的计算精度。为提高SUBSC程序的计算效率,引入不完全LU分解预处理的再启动GMRES算法求解质量守恒方程,对多组件的计算结果表明,SUBSC程序具备大规模热工水力计算能力。 展开更多

关键词 子通道程序SUBSC PSBT基准题 GMRES算法 大规模

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利用子通道程序对快堆堆芯堵流的计算 被引量：1

6

作者 张东辉 王 洲 徐 钅米 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1999年第4期326-337,共12页

沸腾是钠冷快堆安全分析工作中必须要考虑的一个问题，而堵流是众多导致发生沸腾原因中十分重要的一个。要对堵流导致的沸腾问题进行计算分析，就必须要发展堵流计算能力。文中用具有两相流计算能力的子通道程序对堵流问题进行了计算，... 沸腾是钠冷快堆安全分析工作中必须要考虑的一个问题，而堵流是众多导致发生沸腾原因中十分重要的一个。要对堵流导致的沸腾问题进行计算分析，就必须要发展堵流计算能力。文中用具有两相流计算能力的子通道程序对堵流问题进行了计算，和中国原子能研究院的试验结果以及其它程序计算结果的比较表明，对传统的子通道模型进行改进后程序具有良好的准确性，可以应用于今后的堵流沸腾计算。 展开更多

关键词 钠冷快堆 堆芯堵流 沸腾 安全分析 子通道程序

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子通道程序对PSBT空泡分布实验计算的不确定性量化分析 被引量：2

7

作者 张俊涛 刘晓晶 +1 位作者 张滕飞 柴翔 《上海交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第10期1420-1426,共7页

为了评估子通道程序的准确性与可靠性,需要定量给出计算结果的不确定性.采用统计学上基于输入参数不确定性传递的方法进行不确定性分析,可以定量得到程序计算结果的不确定范围.在假设模型参数不确定性服从正态分布的基础上,采用统计学... 为了评估子通道程序的准确性与可靠性,需要定量给出计算结果的不确定性.采用统计学上基于输入参数不确定性传递的方法进行不确定性分析,可以定量得到程序计算结果的不确定范围.在假设模型参数不确定性服从正态分布的基础上,采用统计学方法确定模型参数不确定性的分布以取代传统的专家判断.通过对压水堆子通道和棒束实验(PSBT)基准题空泡分布实验进行计算,分析子通道程序COBRA-IV对实验结果的预测能力,同时得到满足容忍限的计算结果不确定性上下限.计算结果表明:评估得到的不确定带能较好地包络实验值;同时利用统计均值对模型进行标定后,可以得到比原模型更接近实验值的计算结果. 展开更多

关键词 不确定性量化 子通道程序 空泡份额

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基于高精度子通道程序的棒束临界热流密度机理模型 被引量：1

8

作者 郭俊良 蒋理 +3 位作者 高逵 孔焕俊 桂淼 单建强 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第8期1473-1481,共9页

传统棒束临界热流密度关联式受限于子通道粗糙的划分方式以及棒表面局部参数计算的不准确性而无法有效外推,针对特定燃料组件开发的棒束临界热流密度关系式只能用于特定的棒束几何结构。对于导向管存在的棒束结构仍需额外的修正,不满足... 传统棒束临界热流密度关联式受限于子通道粗糙的划分方式以及棒表面局部参数计算的不准确性而无法有效外推,针对特定燃料组件开发的棒束临界热流密度关系式只能用于特定的棒束几何结构。对于导向管存在的棒束结构仍需额外的修正,不满足局部现象假设,无法实现真正的预测。为满足新型燃料组件以及新型堆等不同棒束几何下临界热流密度的预测需要,基于西安交通大学开发的高精度子通道程序建立了棒束临界热流密度机理模型。高精度子通道程序在原有子通道划分的基础上进一步细分,并结合格架分布式阻力模型使流场的计算更加细致准确。对基于高精度子通道程序开发的棒束临界热流密度机理模型进行了验证,预测值与实验值之比的平均值为0.99,均方差为4.69%,且无需对冷壁效应进行额外修正。 展开更多

关键词 临界热流密度 棒束 子通道程序 机理模型 汽泡壅塞

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反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的研发 被引量：6

9

作者 刘伟 白宁 +4 位作者 朱元兵 单建强 张博 苟军利 厉井钢 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2014年第1期59-66,共8页

介绍了具有自主知识产权的反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的物理模型和数值解法。利用ATHAS对西屋四环路压水堆进行全堆芯热工水力子通道分析,并与COBRA-EN和THERMIT-2的预测值进行对比,结果表明:ATHAS能够准确预测大型压水堆堆芯... 介绍了具有自主知识产权的反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的物理模型和数值解法。利用ATHAS对西屋四环路压水堆进行全堆芯热工水力子通道分析,并与COBRA-EN和THERMIT-2的预测值进行对比,结果表明:ATHAS能够准确预测大型压水堆堆芯内的热工水力参数分布。本文对ATHAS研发的思路和方法,对我国核电站热工水力软件自主化的设计开发具有借鉴意义。 展开更多

关键词 子通道程序ATHAS COBRA—EN THERMIT一2 物理模型 数值解法

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基于双区域模型的钠冷快堆组件子通道分析程序的开发与验证 被引量：3

10

作者 吴宗芸 刘天才 吴明宇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第4期672-683,共12页

子通道分析程序是钠冷快堆堆芯热工水力设计和安全分析的重要工具。本文为计算和分析钠冷快堆组件在径向均匀与倾斜功率分布工况下的热工水力特性,利用双区域绕丝交混模型开发了一款适用于钠冷快堆组件分析的子通道程序SPLICA,并与FFM2A... 子通道分析程序是钠冷快堆堆芯热工水力设计和安全分析的重要工具。本文为计算和分析钠冷快堆组件在径向均匀与倾斜功率分布工况下的热工水力特性,利用双区域绕丝交混模型开发了一款适用于钠冷快堆组件分析的子通道程序SPLICA,并与FFM2A 19棒束实验数据与WARD 61棒束实验数据进行了对比验证。由于本文开发的子通道分析程序SPLICA使用了详细的绕丝交混模型,与经过二次开发后的COBRA程序的计算结果相比,对于FFM2A实验SPLICA程序计算得到的结果与实验结果符合得更好。这两个实验数据的验证结果证明了本文开发的子通道分析程序的准确性以及对高流量工况和低流量工况均具有良好的适用性。本程序能为钠冷快堆组件热工水力分析提供有效的设计和研究手段。 展开更多

关键词 双区域模型 子通道程序 反应堆热工水力 程序验证

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子通道分析程序LINDEN的开发与初步验证 被引量：15

11

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... 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。 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

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热工水力子通道分析程序ATHAS的稳态验证 被引量：3

12

作者 刘伟 朱元兵 +4 位作者 白宁 单建强 张博 苟军利 厉井钢 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2014年第2期187-192,共6页

利用具有自主知识产权的子通道程序ATHAS对GE3×3组件进行稳态计算,并将ATHAS的预测值与实验测量值及其他子通道程序的预测值进行了对比分析,结果表明:ATHAS能够准确预测GE3×3组件内的热工水力参数分布,展示了ATHAS可靠的物理... 利用具有自主知识产权的子通道程序ATHAS对GE3×3组件进行稳态计算,并将ATHAS的预测值与实验测量值及其他子通道程序的预测值进行了对比分析,结果表明:ATHAS能够准确预测GE3×3组件内的热工水力参数分布,展示了ATHAS可靠的物理模型。本文对ATHAS进行稳态验证的思路和方法,对我国核电站热工水力软件自主化的设计开发具有借鉴意义。 展开更多

关键词 子通道分析程序ATHAS GE3×3组件 稳态验证

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超临界水堆子通道分析 被引量：3

13

作者 赵冬建 路璐 史国宝 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第6期543-547,共5页

超临界水堆作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,具有一些独特的特点,受到了广泛重视。本工作以上海核工程研究设计院的常规压水堆子通道程序为基础,开发编制了适用于超临界水堆的子通道程序,并对典型带有慢化剂水棒的超临界水堆燃料组... 超临界水堆作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,具有一些独特的特点,受到了广泛重视。本工作以上海核工程研究设计院的常规压水堆子通道程序为基础,开发编制了适用于超临界水堆的子通道程序,并对典型带有慢化剂水棒的超临界水堆燃料组件进行了模拟计算,得到了堆芯子通道内的温度、燃料棒包壳温度、表面传热系数等参数的分布规律。此外,研究了不同超临界流体换热关系式对计算结果的影响,结果显示,各传热关系式的计算结果存在一定差异。 展开更多

关键词 超临界水堆 第4代反应堆 子通道程序

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海洋条件下反应堆热工水力参数的子通道计算

14

作者 李志威 张小英 +2 位作者 陈焕栋 白宁 历井钢 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第10期1758-1765,共8页

针对海洋条件下反应堆的子通道热工水力分析,建立了海洋运动附加力模型和瞬态入口边界,将起伏、摇摆及复合运动的附加力关系式用于子通道模型的轴向和横向动量方程,并应用到COBRAⅢC程序将其改造为适应海洋条件的反应堆子通道分析程序... 针对海洋条件下反应堆的子通道热工水力分析,建立了海洋运动附加力模型和瞬态入口边界,将起伏、摇摆及复合运动的附加力关系式用于子通道模型的轴向和横向动量方程,并应用到COBRAⅢC程序将其改造为适应海洋条件的反应堆子通道分析程序。作为验证,计算了加热实验通道和"奥陆"堆在起伏运动情况下热通道的临界热流密度比(CHFR)、出口空泡份额和冷却剂流量,并与文献结果对比。还详细计算了"奥陆"堆在起伏、不同摇摆中心和复合运动情况下,热通道的CHFR和不同位置子通道出口的热工水力参数。研究表明:海洋条件下反应堆的子通道热工水力参数随运动呈周期性变化;起伏运动对子通道的压降影响较大,摇摆运动对子通道冷却剂的流量和温度影响较大。 展开更多

关键词 海洋条件 压水堆 运动附加力 子通道程序

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适用于PWR燃料组件的CHF关系式的开发及评估 被引量：2

15

作者 白宁 朱元兵 +2 位作者 任志豪 厉井钢 刘伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B12期394-397,共4页

采用最小DNBR点法开发出了适用于PWR燃料组件的具有自主知识产权的CHF关系式,并利用试验数据对该关系式进行分析和评估。结果表明:该关系式可正确拟合PWR燃料组件的CHF试验数据;与子通道程序耦合,能正确模拟PWR燃料组件的热工水力性能。

关键词 CHF关系式 DNBR 子通道程序

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COBRA-Ⅳ对8×8棒束计算的不确定性分析 被引量：2

16

作者 杜芸 刘晓晶 程旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第4期622-629,共8页

综合现有不确定性分析方法的原理及特点,采用Wilks公式确定需要计算的最小次数,研究针对子通道程序不确定性的分析方法,并编写程序。运用该程序对8×8棒束的出口空泡份额实验的子通道计算进行了不确定性分析与研究,得到了每个子通... 综合现有不确定性分析方法的原理及特点,采用Wilks公式确定需要计算的最小次数,研究针对子通道程序不确定性的分析方法,并编写程序。运用该程序对8×8棒束的出口空泡份额实验的子通道计算进行了不确定性分析与研究,得到了每个子通道出口空泡份额的计算预测值,以及满足容忍限的不确定性上、下限。计算结果表明：边角子通道的计算不确定性较小,约为±5.5%;而水棒周围不规则形状的子通道的不确定性较大,约为±9%。堆芯热工水力问题中最关注的高空泡子通道的出口空泡份额,其不确定性为-5.5%~6%。 展开更多

关键词 不确定性分析 子通道程序 空泡份额 容忍限

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基于通用型耦合方法蒙特卡罗核热耦合 被引量：5

17

作者 叶辛欧文 刘仕倡 王侃 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第1期14-19,共6页

在自主堆用蒙卡程序RMC内部开发的热工水力子通道功能模块RMC-TH以及蒙特卡罗几何栅元计数器的基础上,研究并开发了通用型内耦合接口。与传统依赖文件传递信息的外耦合相比,该耦合方式对两种物理过程使用统一的输入文件,利用重复结构热... 在自主堆用蒙卡程序RMC内部开发的热工水力子通道功能模块RMC-TH以及蒙特卡罗几何栅元计数器的基础上,研究并开发了通用型内耦合接口。与传统依赖文件传递信息的外耦合相比,该耦合方式对两种物理过程使用统一的输入文件,利用重复结构热工反馈栅元展开技术,可以实现物理-热工大规模几何模型的快速内部对应,突破了以往核热耦合程序通用性的限制;截面更新方面,采用在线多普勒展宽法(OTF)实现温度对中子截面的反馈作用。该方法只需加载0K的截面库,可以降低对计算机内存的需求,提高计算效率。以单棒及典型压水堆PWR 17×17组件为例,对核热耦合过程进行了稳态模拟分析,结果证明了内耦合方法的可行性、正确性及高效性。 展开更多

关键词 RMC 核热耦合 内耦合 子通道程序 蒙特卡罗

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基于抽样统计的CPR1000全失流事故分析 被引量：2

18

作者 王可 蔡杰进 +3 位作者 任志豪 朱元兵 王婷 厉井钢 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期581-587,共7页

CPR1000反应堆发生全失流事故后,冷却剂流量迅速下降,一回路温度和压力升高,可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)的危险.本文使用中广核自主开发的系统程序GINKGO和子通道程序LINDEN分别对CPR1000的电厂系统和堆芯部件进行了建模,再使用G... CPR1000反应堆发生全失流事故后,冷却剂流量迅速下降,一回路温度和压力升高,可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)的危险.本文使用中广核自主开发的系统程序GINKGO和子通道程序LINDEN分别对CPR1000的电厂系统和堆芯部件进行了建模,再使用GINKGO进行系统分析、LINDEN根据系统分析结果进行子通道分析后确定偏离泡核沸腾比(DNBR)达到最小值的时刻,并在该时刻使用抽样统计方法对部分相关输入参数进行不确定性分析,同时考虑系统程序、子通道程序以及CHF关系式的不确定性,最终得到满足双95下的最小偏离泡核沸腾比(MDNBR).结果表明:CPR1000全失流事故进程中,并未发生DNB,且具有较大裕量,同时也证明将抽样统计应用到CPR1000全失流事故分析中是可行的. 展开更多

关键词 全失流事故 系统程序GINKGO 子通道程序LINDEN MDNBR 抽样统计

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IBM4341处理机的地址翻译

19

作者 黄梅君 《计算机工程》 CAS 1984年第1期44-49,55,共7页

IBM4341处理机,为了使其能与IBM 370系列机向上兼容,并在性能上有所改进和提高,采用了二套控制微码对机器硬件的操作进行控制。一套是S/370微码,它使 IBM 4341处理机保留了S/370处理机的操作性能;另一套是ECPS/VSE微码,在它的控制下,IBM... IBM4341处理机,为了使其能与IBM 370系列机向上兼容,并在性能上有所改进和提高,采用了二套控制微码对机器硬件的操作进行控制。一套是S/370微码,它使 IBM 4341处理机保留了S/370处理机的操作性能;另一套是ECPS/VSE微码,在它的控制下,IBM 4341处理机的性能得到了大大改善。在二套微码控制下,处理机操作的区别,在于对指令和通道所进行地址翻译方式的不同。 展开更多

关键词 地址翻译 IMF 通道程序 CCW 入口 处理机 虚页

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