鲁剑超

作品数：16被引量：31H指数：3
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供职机构：中国核动力研究设计院更多>>
发文主题：反应堆蒸汽发生器CFD非能动余热排出系统堆芯更多>>
发文领域：核科学技术自动化与计算机技术电气工程机械工程更多>>
发文期刊：《核动力工程》《中国核科技报告》《中国核电》《原子能科学技术》更多>>
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超临界水堆蒸汽温度的模糊自适应控制被引量：1
《核动力工程》2016年第6期66-70,共5页董化平 鲁剑超 陈鹏 孙培伟 
国家自然科学基金(11405126)
超临界水堆(SCWR)是第四代核能系统推荐堆型中惟一的水堆,其蒸汽温度受反应堆功率影响强烈,且动态具有较强的非线性,仅采用传统的比例+积分(PI)控制方法难以达到控制效果。以Canadian SCWR为研究对象,利用移动边界方法建立蒸汽温度的动...
关键词：超临界水堆 PI控制 移动边界方法 前馈控制 模糊自适应控制 
非对称工况下并联通道流动不稳定性研究
《核动力工程》2015年第6期158-162,共5页鲁剑超 钱立波 高颖贤 
针对并联矩形通道,基于集总参数法建立了并联通道流动不稳定性分析模型,并基于此模型分析了非对称工况对系统稳定性的影响。分析结果表明,非对称工况对并联通道流动不稳定性有显著影响,在保持平均节流系数恒定的情况下,非对称节流的影...
关键词：并联通道 流动不稳定性 非对称工况 
模块化压水堆非能动余热排出系统运行特性分析研究被引量：2
《核动力工程》2014年第1期152-155,共4页范书淳 鲁剑超 彭诗念 张显均 
针对初步设计的非能动余热排出系统方案并结合模块化反应堆的结构和运行特点,对非能动余热排出系统进行合理的控制体和节点划分并建立数学物理模型,采用数值迭代方法和通用热工水力分析程序,分析非能动余热排出系统的瞬态热工水力特性...
关键词：模块化压水堆 非能动余热排出 瞬态热工水力特性 
基于CFD方法的行波堆燃料组件燃烧区热工流体特性研究被引量：3
《原子能科学技术》2013年第12期2244-2248,共5页卢川 严明宇 鲁剑超 
采用计算流体力学(CFD)方法对行波堆燃料组件7棒束、19棒束及37棒束模型进行计算分析,发现行波堆燃料组件内冷却剂温度随轴向高度增加逐渐升高的同时具有逐渐向中心区域聚集的效应,组件出口区域垂直于流动方向的截面冷却剂温度分布差别...
关键词：行波堆 CFD 棒束 温度 
基于CFD方法的行波堆燃料组件结构优化设计研究被引量：4
《核动力工程》2013年第6期27-30,共4页鲁剑超 卢川 严明宇 
前期在行波堆燃料组件的设计研究中发现组件内冷却剂截面温差很大,无法满足组件设计要求的问题。本文采用计算流体力学(CFD)方法针对绕肋结构和组件围筒结构进行多方案论证,分析发现,燃料棒设置绕肋结构可在一定程度上减小组件截面温差...
关键词：行波堆 CFD 燃料组件 结构优化 
基于大涡模拟(LES)的格架外条带区域压力和速度瞬态特性研究被引量：3
《核动力工程》2013年第4期38-42,共5页卢川 卢庆 张虹 鲁剑超 焦拥军 
分别运用雷诺平均模拟(RANS)方法和大涡模拟(LES)方法对燃料组件格架外条带区域的流场和压力场进行瞬态求解。分析发现:采用2种方法所计算出的速度分布大体一致,但是RANS方法不能捕捉到速度和压力的瞬态变化特性,而LES方法能够有效观察...
关键词：大涡模拟(LES) 压力和速度 瞬态特性 
球床规模对孔隙流动特性影响的CFD模拟研究被引量：3
《核动力工程》2013年第2期25-29,共5页李健 宋小明 鲁剑超 李仲春 
核反应堆系统设计技术重点实验室运行课题(ZDSY-ZSYX-1012001)
对不同规模的有序堆积球床结构进行建模,并使用计算流体力学(CFD)方法对球床孔隙通道内的单相流动进行数值模拟。球床结构的孔隙区域采用混合网格划分策略,球床的计算规模达到11层,共141个颗粒,能够较真实地反映较大规模球床内部的孔隙...
关键词：球床规模 有序堆积 CFD 阻力特性 
AP1000核电给水流量丧失事故下避免稳压器满水措施研究被引量：3
《中国核电》2013年第1期10-16,共7页刘松涛 鲁剑超 邱志方 
AP1000核电给水流量丧失事故下避免稳压器满水措施的研究,主要目的是掌握导致稳压器满水的主要影响因素,建立这一事故的分析方法,既考虑基于现有手段(压力容器封头排气系统)提出应对策略,又根据分析结果提出改进措施(增大非能动余热排...
关键词：给水流量丧失 事故分析 稳压器满水 措施研究 
超临界水冷堆CSR1000流动不稳定性研究被引量：3
《核动力工程》2013年第1期45-51,共7页田文喜 田晓艳 冯健 秋穗正 苏光辉 鲁剑超 
针对中国超临界水冷堆(CSR1000)建立堆芯数学模型,开发基于频域法的超临界水冷堆流动不稳定性分析程序FREDO-CSR1000和基于时域法的超临界水冷堆流动不稳定性分析程序TIMDO。对程序进行初步验证后,使用其对CSR1000堆芯进行流动不稳定性...
关键词：中国超临界水冷堆(CSR1000) 频域分析法 时域分析法 流动不稳定性 
超临界水冷堆CSR1000大破口失水事故分析被引量：2
《核动力工程》2013年第1期78-82,共5页党高健 黄代顺 鲁剑超 高颖贤 单建强 
为了验证中国超临界水冷堆CSR1000的安全特性,评估CSR1000安全系统的性能,采用APROS程序进行了该堆型的冷段大破口失水事故分析。冷段大破口情况下,喷放阶段的显著特征是堆芯冷却剂在冷段破口喷放作用下迅速发生反向流动,热段的高温、...
关键词：中国超临界水冷堆(CSR1000) 双流程堆芯 大破口失水事故 APROS 
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