用遗传算法求解多维导热反问题

将遗传算法引入了导热反问题的研究中．建立了用遗传算法求解多维导热反问题的数学模型：通过数值模拟．对本算法的可行性和有效性进行了验证,并讨论了观测点数目对求解精度的影响．给出了观测点数目的选取方法。结果表明,此法是可行的、有效的,并具有较高的精度：本方法应用的唯一前提是与反问题相应的正问题可解。     

导热反问题实测数据的一致逼近平滑方法研究

导热反问题中实测输入数据的误差直接以求解的结果，本文根据求解不适定问题的正则化方法原理，对输入数据进行正则化平滑处理，以便使数据函数及其导数基本上实现一致逼近，模拟计算结果与应用实例都表明，经平滑后反问题解的精度与稳定性得到显著提高。     

采用格林函数求解二维管内壁温度导热反问题

核电厂某些管道系统不允许通过开孔安装温度传感器来测量管道内壁温度,需要通过间接无损的方法来获得管道内壁的温度波动。基于格林函数法进行导热反问题分析,利用二维管外壁温度反向推导内壁温度。通过算例验证,并与共轭梯度法进行对比。结果表明,采用格林函数法能够准确地获得管道内壁温度波动;对于采用共轭梯度法难以收敛的厚壁管导热反问题也同样适用,并且由于无需迭代,因此计算效率高很多,更适用于核电厂疲劳监测计算。      

神经网络在CHF预测中的应用

利用人工神经网络理论对均匀加热垂直上升圆管内的临界热流密度（ＣＨＦ）进行预测和参数趋势分析。本研究采用局部条件假设,并选用Ｃｒｏｅｎｅｖｌｄ的ＣＨＦ查询表数据为本文神经网络训练的样本,采用训练成功的网络预测ＣＨＦ值可以得到比常规方法更好的效果,其均方差为１４．９％。     

水锤反问题及其在压水堆安全分析中的应用

针对两类与水锤控制密切相关的水锤反问题,构造了一种判别函数,在原问题有唯一稳定解的条件下,用此判别函数可以确定出反问题解的范围,并给出了具体解法。以水锤反问题为理论基础,建立了压水堆一回路水锤控制的方法。理论分析和数值计算表明,用求解反问题来对压水堆进行水锤控制是一种准确可靠而又简便易行的方法。     

单位瞬态法在核电厂疲劳监测系统中的应用

核电厂疲劳监测系统中的非稳态导热反演计算是关键步骤,本文提出的单位瞬态法目的就是解决反演计算问题。首先研究了一维瞬态热传导内外壁温度的线性关系,其次建立了单位瞬态热传导有限元模型,然后通过数值计算实现了由内壁温度计算外壁温度或由外壁温度计算内壁问题双向计算过程,最后通过1组试验数据验证单位瞬态法的正确性,为疲劳监测系统的推广应用奠定了基础。     

人工神经网络在圆管临界热流密度数据分析中的应用研究

将人工神经网络 (ANN)应用到圆管CHF实验数据的分析中 ,得到了一套基本成熟的基于人工神经网络的圆管CHF预测系统 ,并基本建成了训练这一系统的可随时进行更新和对网络进行再培训的圆管CHF实验数据库。与常规CHF预测关系式和CHF查询表方法相比 ,ANN方法主要优势在于其具备较强的容错能力和较好的鲁棒性 ,可在宽范围内提高CHF的预测精度 ,更新和使用更为方便 ,易于推广应用到同类和相似物理问题中去     

SUDO临界热流密度关系式在柱状燃料元件程序中的应用探讨

SUDO临界热流密度关系式适用于在低温低压状态下使用板状燃料元件的反应堆。如果SUDO临界热流密度关系式被应用到非低温低压状态和柱状燃料元件模型的(包括瞬态)计算机程序进行DNBR分析时，首先必须对该程序进行以满足几何条件要求的修改，以达到SUDO临界热流密度关系式要求的相关使用条件．同时必须进行与SUDO临界热流密度关系式实验数据相关的DNBR限值计算，使程序的计算值尽可能地与实验值保持一致．否则计算得到的最小DNBR值可能带来较大的误差．     

刚性限制法在瞬态中子输运计算中的应用

刚性限制法（SCM）可有效缓解中子动力学方程中的刚性问题,可采用较大时间步长获得同等计算精度,提高计算效率。现有SCM主要用于求解两群瞬态中子扩散方程。本文将SCM应用于求解多群瞬态中子输运方程,在原有中子输运方程特征线方法求解程序PEACH的基础上,增添了瞬态求解功能,开发了PEACH-K程序。采用OECD/NEA最新发布的基准题C5G7-TD对PEACH-K程序进行数值验证,结果表明,PEACH-K程序在大时间步长下仍具有很高的计算精度,且具有良好的数值稳定性。     

基于瞬变流反问题分析的输水管道泄漏检测方法

对基于瞬变流反问题分析(ITA)的管道泄漏检测方法进行了研究.将管道泄漏检测问题转化为优化问题,建立以泄漏位置和泄漏面积为决策变量、以实测压力和计算压力的平方差之和最小为目标函数的优化模型,采用遗传算法(GA)求解,在适应度值的计算过程中,对瞬变流正问题的计算采用一维Vardy-Brown模型.通过模型试验,验证该泄漏检测方法的可行性,并对其主要影响因素进行分析.结果表明,检测结果的准确度受水锤波传播速度的影响较大.     

Heat Transfer and Critical Heat Flux in Transient Boiling, (I)

Heat transfer and critical heat flux in saturated pool boiling were experimentally studied under transient power condition. The heating elements were flat plates of nickel submerged facing vertically in stagnant water. The heat generation rate in the test section was increased linearly in time, upon which, under certain conditions, the heat flux was found to reach a maximum point located in the nucleate boiling regime. The heat flux of this critical point increased with mounting sharpness of the transient, and the mechanism that occurs such a high critical heat flux may be the rapid formation and evaporation of thin liquid film at the bases of vapor bubbles. Examination of high speed motion pictures reveals that all bubbles on the heating surface are still in the phase of the first generation until the critical condition is reached. Compared to the case of steady boiling, the effect of differences in the heat capacity of the test section upon the critical heat flux was found to be less marked under the present experimental conditions.     

解瞬态热传导问题的边界元法

本文提出了一个用边界元法分析瞬态热传导问题的方法。采用稳态问题的基本群,并通过分离变量,导出了边界积分方程,叙述了数值求解的处理过程。对二维瞬态热传导的实例进行了计算,结果与解析解相比较,证明方法是方便有效的。     

核释热瞬态特性模拟初探

在利用热工水力台架进行反应堆热工水力研究时,一般采用电加热代替核释热。由于反应堆本身存在温度效应、空泡效应等内部反馈,因此用电加热代替核释热时,还应以模拟这种内部反馈。本文分析了各种内部反馈的不同影响,提出了模拟的重点,并在此基础上提出了一个模拟内部反部反馈的方法。     

PTS瞬态流动与换热数值模拟研究

为了研究压水堆因“直接安注”冷水注入压力容器下降环腔而导致的承压热冲击（PTS）热工水力问题,基于1:10比例模型,应用计算流体力学软件FLUENT5.4进行了紊流流动换热的数值模拟分析,同时进行了常压瞬态传热实验研究。针对下降环腔折算流速0.5 m/s,安注流速10m/s的典型工况,研究了安注水开启后下降环腔内的瞬态流动换热特性,数值模拟与实验结果吻合良好。考察了压力容器安注接管出口区环形焊缝区及堆芯段筒体中子强辐照区所承受的热冲击状况,基于稳态流动研究了下降环腔内流体混合特性及流动机理,为热冲击分析提供参考。     

二次侧非能动余热排出系统瞬态分析

以AP1000主冷却剂系统为原型,提出了一种二次侧非能动余热排出(PRHR)系统设计方案,并采用RELAP5/MOD3.2程序分析计算了全厂断电事故下该系统的瞬态响应过程,对其余热排出能力进行了评估。此外,根据计算结果分析了影响系统自然循环能力和密度锁内冷热界面稳定性的因素。分析结果表明,合理设计二次侧PRHR系统,可以保证依靠自然循环有效地导出堆芯余热;PRHR系统冷热源中心高度差和密度锁内局部阻力是影响系统工作能力的主要因素。     

热管反应堆堆芯缩比模块瞬态特性分析

热管堆具有长寿期、高可靠性等优势,是当下空间核反应堆的研究焦点之一。为研究热管堆瞬态过程中的核热耦合现象,本文基于半物理仿真技术,搭建了针对热管反应堆堆芯缩比模块的核热耦合实验平台,通过实验模块测量了堆芯缩比模块的温度分布,在仿真模块中基于点堆模型计算了输出功率随时间的变化情况。通过耦合实验模块和仿真模块,探索了瞬态条件下堆芯缩比模块核热耦合特性,分析了引入不同初始反应性时堆芯温度、加热功率和剩余反应性的瞬态演变过程,揭示了系统热容量造成的温度迟滞变化效应,即热惯性现象。结果表明,堆芯缩比模块的热惯性随引入的初始反应性的增大及初始功率水平的增加而减小,且与基体材料的热扩散率呈反比。