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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
1
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。
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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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职称材料
热工水力子通道分析程序ATHAS的稳态验证
被引量:
3
2
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。
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关键词
子通道分析程序
athas
GE3×3组件
稳态验证
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职称材料
钠冷快堆分析程序ATHAS-LMR的子通道模型
被引量:
9
3
作者
陈选相
吴攀
单建强
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2012年第6期695-700,共6页
以子通道模型和绕丝分布式阻力模型为基础,研发了液态金属快中子增殖堆热工水力子通道分析程序ATHAS-LMR,以对液态金属快中子增殖堆燃料组件中的热工水力现象进行分析。与国外知名实验和类似子通道分析程序比较,结果表明:ATHAS-LMR与实...
以子通道模型和绕丝分布式阻力模型为基础,研发了液态金属快中子增殖堆热工水力子通道分析程序ATHAS-LMR,以对液态金属快中子增殖堆燃料组件中的热工水力现象进行分析。与国外知名实验和类似子通道分析程序比较,结果表明:ATHAS-LMR与实验结果及其他子通道分析程序的结果相近,能够完成包括堵流工况的各种工况下液态金属快中子增殖堆组件的热工水力性能分析。
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关键词
athas
-LMR程序
子通道模型
绕丝分布式阻力模型
堵流事故
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职称材料
基于高精度子通道程序的CHF关系式开发研究
4
作者
吴长娥
张玉相
+3 位作者
陈昌义
蒋理
单建强
傅先刚
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2024年第4期45-52,共8页
采用非均匀加热典型栅元和导向管栅元三组临界热流密度(CHF)试验数据,利用高精度子通道分析软件ATHAS获得局部参数,完成适用于燃料组件偏离泡核沸腾比(DNBR)分析的CHF关系式开发,得到导向管冷壁效应因子和DNBR限值;并与采用FLICA软件开...
采用非均匀加热典型栅元和导向管栅元三组临界热流密度(CHF)试验数据,利用高精度子通道分析软件ATHAS获得局部参数,完成适用于燃料组件偏离泡核沸腾比(DNBR)分析的CHF关系式开发,得到导向管冷壁效应因子和DNBR限值;并与采用FLICA软件开发的关系式结果进行对比,结果表明,ATHAS软件开发的关系式计算得到的DNBR限值更低,且对烧毁(BO)点轴向位置和CHF的预测率更高。
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关键词
athas
软件
临界热流密度(CHF)
偏离泡核沸腾比(DNBR)
原文传递
基于最小DNBR点法和BO点法的棒束CHF预测研究
被引量:
3
5
作者
刘伟
彭诗念
+2 位作者
江光明
刘余
单建强
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2018年第5期172-175,共4页
分别采用最小偏离泡核沸腾比(DNBR)点法和烧毁(BO)点法开发了与子通道分析程序ATHAS匹配的临界热流密度(CHF)关系式—ACC (ATHAS CHF CORRELATION)关系式,对比分析了这2种方法的数据分布和预测率,并分别利用Owen准则确定了其DNBR限值,...
分别采用最小偏离泡核沸腾比(DNBR)点法和烧毁(BO)点法开发了与子通道分析程序ATHAS匹配的临界热流密度(CHF)关系式—ACC (ATHAS CHF CORRELATION)关系式,对比分析了这2种方法的数据分布和预测率,并分别利用Owen准则确定了其DNBR限值,结果表明:相比于最小DNBR点法,BO点法基于真实的CHF发生位置的数据,具有相对的保守性和较高的预测率。
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关键词
最小DNBR点法
BO点法
棒束CHF预测
子通道程序
athas
原文传递
PT-SCWR燃料组件的物理热工耦合分析
被引量:
1
6
作者
刘伟
白宁
+3 位作者
单建强
朱元兵
张博
厉井钢
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2013年第6期5-9,共5页
利用蒙特卡罗程序(MCNP)和子通道程序ATHAS对压力管式超临界水堆(PT-SCWR)燃料组件进行物理热工耦合分析;这种耦合方式是合理有效的。分析结果表明:PT-SCWR组件中燃料富集度的分布对燃料组件的径向功率分布有很大影响,通过调节各圈棒束...
利用蒙特卡罗程序(MCNP)和子通道程序ATHAS对压力管式超临界水堆(PT-SCWR)燃料组件进行物理热工耦合分析;这种耦合方式是合理有效的。分析结果表明:PT-SCWR组件中燃料富集度的分布对燃料组件的径向功率分布有很大影响,通过调节各圈棒束的燃料富集度,可以有效地改善径向功率分布;慢化剂厚度对棒束轴向功率分布有明显影响,当慢化剂厚度为25 cm时,轴向功率分布最接近余弦形状。
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关键词
PT-SCWR
物理一热工耦合分析
MCNP
子通道程序
athas
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职称材料
题名
反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的研发
被引量:
6
1
作者
刘伟
白宁
朱元兵
单建强
张博
苟军利
厉井钢
机构
西安交通大学核科学与技术学院
中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室
中科华核电技术研究院
出处
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2014年第1期59-66,共8页
基金
西安交通大学
中科华核电技术研究院的大力支持
文摘
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。
关键词
子通道程序
athas
COBRA—EN
THERMIT一2
物理模型
数值解法
Keywords
subchannel
code
athas
COBRAEN
THERMIT2
physical models
numerical solutions
分类号
TL333 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
热工水力子通道分析程序ATHAS的稳态验证
被引量:
3
2
作者
刘伟
朱元兵
白宁
单建强
张博
苟军利
厉井钢
机构
西安交通大学核科学与技术学院
中国核动力研究设计院
中科华核电技术研究院
出处
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2014年第2期187-192,共6页
文摘
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。
关键词
子通道分析程序
athas
GE3×3组件
稳态验证
Keywords
sub-channel code athas
GE3 × 3 bundle steady-state verification
分类号
TL333 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
钠冷快堆分析程序ATHAS-LMR的子通道模型
被引量:
9
3
作者
陈选相
吴攀
单建强
机构
西安交通大学核科学与技术学院
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2012年第6期695-700,共6页
文摘
以子通道模型和绕丝分布式阻力模型为基础,研发了液态金属快中子增殖堆热工水力子通道分析程序ATHAS-LMR,以对液态金属快中子增殖堆燃料组件中的热工水力现象进行分析。与国外知名实验和类似子通道分析程序比较,结果表明:ATHAS-LMR与实验结果及其他子通道分析程序的结果相近,能够完成包括堵流工况的各种工况下液态金属快中子增殖堆组件的热工水力性能分析。
关键词
athas
-LMR程序
子通道模型
绕丝分布式阻力模型
堵流事故
Keywords
athas
-LMR
code
subchannel model
wire wrap distributed resistance model
flow blockage accident
分类号
TL333 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
基于高精度子通道程序的CHF关系式开发研究
4
作者
吴长娥
张玉相
陈昌义
蒋理
单建强
傅先刚
机构
中广核研究院有限公司核燃料与材料研究所
西安交通大学核科学与技术学院
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2024年第4期45-52,共8页
基金
国家重点研发计划项目(2018YFB1900403)。
文摘
采用非均匀加热典型栅元和导向管栅元三组临界热流密度(CHF)试验数据,利用高精度子通道分析软件ATHAS获得局部参数,完成适用于燃料组件偏离泡核沸腾比(DNBR)分析的CHF关系式开发,得到导向管冷壁效应因子和DNBR限值;并与采用FLICA软件开发的关系式结果进行对比,结果表明,ATHAS软件开发的关系式计算得到的DNBR限值更低,且对烧毁(BO)点轴向位置和CHF的预测率更高。
关键词
athas
软件
临界热流密度(CHF)
偏离泡核沸腾比(DNBR)
Keywords
athas
code
Critical Heat Flux(CHF)
Departure from nucleate boiling ratio(DNBR)
分类号
TL334 [核科学技术—核技术及应用]
原文传递
题名
基于最小DNBR点法和BO点法的棒束CHF预测研究
被引量:
3
5
作者
刘伟
彭诗念
江光明
刘余
单建强
机构
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
西安交通大学核科学与技术学院
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2018年第5期172-175,共4页
文摘
分别采用最小偏离泡核沸腾比(DNBR)点法和烧毁(BO)点法开发了与子通道分析程序ATHAS匹配的临界热流密度(CHF)关系式—ACC (ATHAS CHF CORRELATION)关系式,对比分析了这2种方法的数据分布和预测率,并分别利用Owen准则确定了其DNBR限值,结果表明:相比于最小DNBR点法,BO点法基于真实的CHF发生位置的数据,具有相对的保守性和较高的预测率。
关键词
最小DNBR点法
BO点法
棒束CHF预测
子通道程序
athas
Keywords
Minimum DNBR point method
BO point method
Bundle CHF prediction
sub-channel
code
athas
分类号
TL333 [核科学技术—核技术及应用]
TL334 [核科学技术—核技术及应用]
原文传递
题名
PT-SCWR燃料组件的物理热工耦合分析
被引量:
1
6
作者
刘伟
白宁
单建强
朱元兵
张博
厉井钢
机构
西安交通大学核科学与技术学院
中科华核电技术研究院
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2013年第6期5-9,共5页
文摘
利用蒙特卡罗程序(MCNP)和子通道程序ATHAS对压力管式超临界水堆(PT-SCWR)燃料组件进行物理热工耦合分析;这种耦合方式是合理有效的。分析结果表明:PT-SCWR组件中燃料富集度的分布对燃料组件的径向功率分布有很大影响,通过调节各圈棒束的燃料富集度,可以有效地改善径向功率分布;慢化剂厚度对棒束轴向功率分布有明显影响,当慢化剂厚度为25 cm时,轴向功率分布最接近余弦形状。
关键词
PT-SCWR
物理一热工耦合分析
MCNP
子通道程序
athas
Keywords
PT-SCWR, Coupled analysis, MCNP,
sub-channel code athas
分类号
TL333 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的研发
刘伟
白宁
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
6
在线阅读
下载PDF
职称材料
2
热工水力子通道分析程序ATHAS的稳态验证
刘伟
朱元兵
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
3
在线阅读
下载PDF
职称材料
3
钠冷快堆分析程序ATHAS-LMR的子通道模型
陈选相
吴攀
单建强
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2012
9
在线阅读
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职称材料
4
基于高精度子通道程序的CHF关系式开发研究
吴长娥
张玉相
陈昌义
蒋理
单建强
傅先刚
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2024
0
原文传递
5
基于最小DNBR点法和BO点法的棒束CHF预测研究
刘伟
彭诗念
江光明
刘余
单建强
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2018
3
原文传递
6
PT-SCWR燃料组件的物理热工耦合分析
刘伟
白宁
单建强
朱元兵
张博
厉井钢
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2013
1
在线阅读
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职称材料
已选择
0
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参考文献
引证文献
统计分析
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