反應(yīng)堆堆芯及主冷卻系統(tǒng)是核動力裝置的核心部分,系統(tǒng)的仿真計算主要采用以“控制體”概念為基礎(chǔ)的建模方法,如Relap5、THEATRe等大型熱工水力軟件。這種建模方法的特點是模型的求解速度和計算精度與控制體數(shù)目有關(guān),控制體數(shù)目越多,計算結(jié)果準(zhǔn)確性越好,但是計算耗時會增加。模塊化建模方法具有開發(fā)周期短、建模精度高、模型修改容易、資源利用率高和節(jié)省計算費用等優(yōu)點,已經(jīng)在航空航天、船舶制造和核能開發(fā)等領(lǐng)域得到廣泛應(yīng)用。但是由于反應(yīng)堆主冷卻劑系統(tǒng)具有多變量、大慣性、非線性、分布參數(shù)和時變等特點,為了保證計算穩(wěn)定性和結(jié)果收斂性,該反應(yīng)堆主冷卻劑系統(tǒng)很少采用模塊化建模的方法。本文的研究目的就是針對反應(yīng)堆主冷卻劑系統(tǒng)進行接口松耦合方案研究,分析研究適用于該系統(tǒng)的模塊化建模方法。首先利用熱工水力仿真程序THEATRe分別建立了反應(yīng)堆主冷卻劑系統(tǒng)設(shè)備模塊的仿真模型,包括堆芯物理-熱工模型、自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器模型、直流蒸汽發(fā)生器模型、穩(wěn)壓器模型和主泵模型,各模型的求解方法采用節(jié)點動量節(jié)點壓力方法（NPNM）,該方法不但穩(wěn)定性好,還能提高收斂速度;其次,針對反應(yīng)堆主冷卻劑系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)特點,對模型模塊接口的松耦合... 

【文章來源】：哈爾濱工程大學(xué)黑龍江省 211工程院校

【文章頁數(shù)】：110 頁

【學(xué)位級別】：碩士

【部分圖文】：

子通道分析方法示意圖

方法的研究和應(yīng)用現(xiàn)狀域模塊化建模方法已經(jīng)得到廣泛應(yīng)用。在國外，程和并行化調(diào)試的開發(fā)方式，如ABB公司的CET美國S3T公司的READS和MAGIC,加拿大CAE公hmaSim[15,16]，以及美國電力能源研究所(Elec模塊化建模系統(tǒng)(Modular Modeling System, M件，MMS按照系統(tǒng)的物理部件劃分模塊，并且將模，相同類型的模塊不能直接相連，如果相同類型一個連接模塊[17]，而模塊之間的數(shù)據(jù)交換方式如定的進步，如清華大學(xué)的ISSE、MMDS,華北電。在核能領(lǐng)域，這種建模方法主要應(yīng)用于核電站二統(tǒng)中，由于一回路系統(tǒng)為閉環(huán)系統(tǒng)，通過數(shù)據(jù)交壞閉合結(jié)構(gòu)，同時穩(wěn)壓器壓力控制也是針對封閉回路系統(tǒng)應(yīng)用較少。

圖 2.1 THEATRe 程序垂直流型圖括 11 種流型，根據(jù)控制體內(nèi)的氣液相的相對速度和速較低的情況下，采用水平分層流型(HS)，流型圖如圖 2.2 THEATRe 程序水平流型圖力系數(shù)模型力計算

【參考文獻】：
期刊論文
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[3]CFD在核能系統(tǒng)分析中應(yīng)用的最新進展[J]. 李林森,王侃,宋小明.  核動力工程. 2009(S1)
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[5]Windows平臺下機群并行編譯環(huán)境配置[J]. 牛志偉,黃紅女.  計算機技術(shù)與發(fā)展. 2007(08)
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博士論文
[1]核電廠反應(yīng)堆堆芯物理在線仿真系統(tǒng)研究[D]. 趙強.哈爾濱工程大學(xué) 2006
[2]核動力裝置二回路蒸汽系統(tǒng)仿真研究[D]. 田兆斐.哈爾濱工程大學(xué) 2006

碩士論文
[1]基于OpenMP和MPI的并行算法研究[D]. 王亭亭.吉林大學(xué) 2011



本文編號：3478998