一种用于超薄背栅铁电介质层的电极结构及极化方法

    公开(公告)号:CN117457758A

    公开(公告)日:2024-01-26

    申请号:CN202311369177.4

    申请日:2023-10-20

    摘要: 本发明公开了一种用于超薄背栅铁电介质层的电极结构及极化方法,包括源极、漏极和栅极;铁电介质层上表面设置有沟道,所述源极和漏极分别设置于沟道的两端,所述栅极设置于铁电介质层下表面;所述源极和栅极之间设置有第一极化脉冲输入端口,所述漏极和栅极之间设置有第二极化脉冲输入端口。本发明解决了铁电薄膜超薄的厚度引入低击穿强度,以及背栅结构无法施加垂直沟道作用的极化电场,导致极化不充分的问题,实现了对场效应晶体管中作背栅介质层的氧化铪基超薄铁电薄膜极化性能的调控,进一步提升剩余极化场的可靠性和稳定性,为构筑场效应器件浮栅结构,抑制器件泄漏和功耗具有重要意义。

    一种蒸汽发生器内重叠网格并行数据传递方法

    公开(公告)号:CN113609723A

    公开(公告)日:2021-11-05

    申请号:CN202110815603.7

    申请日:2021-07-19

    摘要: 本发明公开了一种蒸汽发生器内重叠网格并行数据传递方法,步骤如下:1、根据蒸汽发生器几何结构,建立重叠网格2、根据计算模型与计算资源,将网格分配到多核并行的计算核中;3、在每个计算核中,读取并记录重叠网格区域每个网格坐标,并传递至主核;4、根据网格坐标,在主核中进行网格匹配,并将匹配结果传递至对应计算核中;5、一个时间段并行计算结束后,计算核根据匹配结果将计算参数传递至对应网格,准备下一时间计算;6、重复上述并行过程,直至完成全时段计算。本方法基于网格质心匹配方法,实现了蒸汽发生器内重叠网格并行数据传递。

    一种核动力系统跨维度耦合模拟方法

    公开(公告)号:CN109903870A

    公开(公告)日:2019-06-18

    申请号:CN201910195642.4

    申请日:2019-03-15

    IPC分类号: G21D3/00

    摘要: 本发明公开了一种核动力系统跨维度耦合模拟方法,步骤如下:1、通过不同的反应堆热工水力分析程序对核动力系统各部位分别建模;2、根据设置的初始边界条件完成反应堆热工水力系统分析程序和反应堆热工水力子通道分析程序初步计算;3、将反应堆热工水力系统分析程序和反应堆热工水力子通道分析程序的计算结果作为计算流体力学软件的边界条件进行计算;4、使用第三步中得到的计算结果作为反应堆热工水力系统分析程序边界条件计算下一时间步长反应堆的热工水力参数;5、使用第四步中得到的计算结果作为反应堆热工水力子通道分析程序边界条件计算反应堆堆芯热工水力参数;6、重复步骤三到步骤五直到完成全时段计算。

    一种核动力系统一二回路耦合计算方法

    公开(公告)号:CN112231990B

    公开(公告)日:2021-12-28

    申请号:CN202011035522.7

    申请日:2020-09-27

    摘要: 本发明公开了一种核动力系统一二回路耦合计算方法,步骤如下:1、建立反应堆蒸汽发生器的三维几何模型并划分网格,建立核反应堆一二回路一维简化模型;2、使用计算流体动力学软件设置蒸汽发生器几何模型的初始边界条件和计算域初始状态;3、计算流体动力学软件对蒸汽发生器模型进行计算,得到计算结果,将计算结果传递给系统分析程序,作为系统分析程序此时间步长的边界条件;4、系统分析程序对一二回路模型进行计算,得到计算结果,将计算结果传递给计算流体动力学软件,作为计算流体动力学软件下一时间步长计算时的边界条件;5、重复步骤3、步骤4,直至反应堆系统模型完成全时段的计算。完成对反应堆系统多维度、全系统高保真的耦合分析。

    一种核动力系统跨维度耦合模拟方法

    公开(公告)号:CN109903870B

    公开(公告)日:2020-06-26

    申请号:CN201910195642.4

    申请日:2019-03-15

    IPC分类号: G21D3/00

    摘要: 本发明公开了一种核动力系统跨维度耦合模拟方法,步骤如下:1、通过不同的反应堆热工水力分析程序对核动力系统各部位分别建模;2、根据设置的初始边界条件完成反应堆热工水力系统分析程序和反应堆热工水力子通道分析程序初步计算;3、将反应堆热工水力系统分析程序和反应堆热工水力子通道分析程序的计算结果作为计算流体力学软件的边界条件进行计算;4、使用第三步中得到的计算结果作为反应堆热工水力系统分析程序边界条件计算下一时间步长反应堆的热工水力参数;5、使用第四步中得到的计算结果作为反应堆热工水力子通道分析程序边界条件计算反应堆堆芯热工水力参数;6、重复步骤三到步骤五直到完成全时段计算。

    一种核电厂钢制安全壳内蒸汽冷凝回流模拟方法

    公开(公告)号:CN109190229B

    公开(公告)日:2020-05-15

    申请号:CN201810974485.2

    申请日:2018-08-24

    IPC分类号: G06F30/20

    摘要: 本发明公开了一种核电厂钢制安全壳内蒸汽冷凝回流模拟方法,步骤如下:1、对核电厂的各个系统建模,并使用流道连接各系统;2、使用热阱模型建立钢制安全壳内壁面蒸汽冷凝模型;3、使用热阱模型建立钢制安全壳内部设备表面蒸汽冷凝模型;4、使用核电厂严重事故分析软件根据步骤1、步骤2及步骤3中建立的核电厂系统模型、钢制安全壳内壁面蒸汽冷凝模型和钢制安全壳内部设备表面蒸汽冷凝模型计算获得钢制安全壳内蒸汽冷凝回流总量;该方法能够对核电厂事故后的安全系统的动作,主系统(尤其是堆芯)和安全壳的响应进行整体分析,并在此基础上分析计算钢制安全壳内蒸汽冷凝回流量;本方法具有计算方便、精确度高、易于调控等优点。

    一种核反应堆堆芯核热耦合分析方法

    公开(公告)号:CN113094947B

    公开(公告)日:2022-10-28

    申请号:CN202110331425.0

    申请日:2021-03-29

    摘要: 本发明公开了一种核反应堆堆芯核热耦合分析方法,步骤如下:1、根据堆芯几何结构构建网格模型;2、建立物理热工双向反馈模型,包括热工‑物理数据传递模型和物理‑热工数据传递模型;3、根据网格模型和反馈模型,建立核热耦合计算方法:根据热工参数和少群宏观截面库更新堆芯宏观截面;基于有限体积法,根据堆芯宏观截面求解少群中子扩散方程,得到堆芯中子通量分布;将中子通量分布转化为堆芯热源分布;基于多孔介质方法和燃料棒温度求解方法,对堆芯进行热工水力计算,得到相关热工参数;重复以上步骤,直至计算收敛。本发明可以实现核反应堆堆芯核高精度稳态热耦合分析,得到堆芯实际热工水力参数及中子动力学参数分布结果。