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检索条件"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)"
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锆合金氧化膜及基体中氧的扩散
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原子能科学技术 2024年 第1期58卷 175-180页
作者: 张君松 吴军 廖京京 韦天国 龙冲生 中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室 四川成都610041
锆合金氧化膜及基体中氧的扩散系数是锆合金腐蚀动力学中的重要参数,目前文献报道的氧在锆及氧化膜中的扩散系数数值差异较大。本文通过真空退火试验,得到不同温度下氧化膜中氧浓度分布,计算了氧在锆合金基体中的扩散系数;通过氧化膜的... 详细信息
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超高通量快中子研究核燃料概念设计研究
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核动力工程 2022年 第6期43卷 217-221页
作者: 李文杰 夏榜样 余红星 焦拥军 李权 孙丹 吴裕 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 成都610213 中国核动力研究设计院核燃料与材料技术重点实验室 成都610213
提高中子注量率是高通量研究的发展趋势,能够大幅加速反应堆材料研发进程。但若提高中子注量率至10^(16)cm^(−2)·s^(−1)将导致功率密度峰值相较于现有研究高数倍,对反应堆和核燃料设计带来许多挑战。为此,本文从中子学、传热... 详细信息
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氢气爆炸事故下溶液系统结构安全评估
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原子能科学技术 2024年 第S01期58卷 87-95页
作者: 李柄锦 熊夫睿 袁志豪 王新军 孙英学 刘锐 中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室 四川成都610213 生态环境部核与辐射安全中心 北京102442
溶液在运行过程中持续产生氢气,存在氢气爆炸风险。氢气爆炸事故下放射性包容边界的结构安全问题受到设计方和安全审查方的高度关注。本文建立了从氢气爆炸载荷模拟到结构力学响应分析的化-热-力耦合完整分析流程,以我国正在研发的医... 详细信息
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运行工况下固态芯基体的高温力学响应
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中山大学学报(自然科学版)(中英文) 2024年 第2期63卷 95-107页
作者: 梁立创 田俊 苏东川 李辉 姜乃斌 中山大学中法核工程与技术学院 广东珠海519082 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 四川成都610213
热管冷却反应堆核反应堆电池的首选芯之一,热管固态芯高温膨胀的力学性能需要引起重视。为了获得热管冷却反应堆316H不锈钢基体在高温下的力学变化,以MegaPower作为分析对象,采用开源蒙特卡罗程序(OpenMC)和商用有限元计算软件A... 详细信息
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双层叶片离心泵空化气泡演化特性研究
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中国电机工程学报 2025年 第6期45卷 2285-2297,I0021页
作者: 彭程 邓坚 吴江 上海电力大学能源与机械工程学院 上海市浦东新区201306 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 四川省成都市610213
水力机械作为电力、船舶、武器等行业广泛应用的通用机械,越来越向高速化的趋势发展,然而一旦发生空化,将严重制约其效率和安全稳定性。空化过程涉及多相流、湍流和质量传递等复杂的流体力学过程,目前,针对非定常工况下空化气泡演化特... 详细信息
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运行温度对钠热管内工质蒸发调节系数影响的实验研究
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原子能科学技术 2024年 第10期58卷 2106-2112页
作者: 马在勇 周政 马誉高 吴奇 张卢腾 连强 唐思邈 潘良明 重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室 重庆400044 重庆大学核工程与核技术系 重庆400044 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 四川成都610213
钠热管在相关小型化、无人化核反应堆平台上有着良好的应用前景,其工质蒸发调节系数的准确性对于钠热管分析具有重要的意义。而蒸发调节系数受温度的影响显著,为此,通过实验方法研究了不同温度对钠热管内钠蒸发调节系数的影响。通过改... 详细信息
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不锈钢棒材形状对淬冷沸腾的影响研究
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工程热物理学报 2023年 第2期44卷 463-467页
作者: 张琪琪 熊平 周佳樾 邓坚 罗彦 卢涛 北京化工大学机电工程学院 北京100029 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 成都6610213
对平底和圆底两种不同形状不锈钢圆柱棒在不同过冷度下的淬冷沸腾进行了可视化实验研究。结合导热反问题实验方法处理,对比分析了棒材形状和过冷度对淬冷沸腾过程气膜演变和最小膜态沸腾温度的影响,结果表明:相对于平底,圆底棒材底部圆... 详细信息
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基于低代码的DCS可自定义自动化设计
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制造业自动化 2023年 第8期45卷 7-11,31页
作者: 张旭 姚璋 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 成都610213
随着智能制造的发展,自动化设计工具在大规模DCS工程设计过程中的作用日趋提升。针对辅助工具需求的快速变更与软件开发的慢速响应之间的矛盾,基于低代码设计理念构建了DCS可自定义自动化设计软件,让工程设计人员可以根据实际需求快速... 详细信息
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类裂纹不连续区高温蠕变疲劳评价方法对比
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压力容器 2023年 第10期40卷 38-46,57页
作者: 庾明达 邵雪娇 蒲卓 李辉 张瀛 刘贞谷 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 成都610213
反应堆存在大量由于焊接造成的类裂纹不连续区,在高温条件下较连续结构更易发生蠕变-疲劳断裂失效。以压力容器贯穿件的类裂纹不连续区为对象,分别基于ASME NH和RCC-MRx规范中的高温蠕变-疲劳评价方法进行了蠕变-疲劳损伤分析,并揭示了R... 详细信息
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池式钠火事故下燃烧产物气溶胶行为研究
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核动力工程 2022年 第5期43卷 100-108页
作者: 孙洪平 邓坚 罗跃建 张明 许幼幼 武小莉 刘丽莉 陈冲 秋穗正 苏光辉 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 成都610213 西安交通大学 西安710049
在钠冷快的安全评估中,分析钠泄露导致的池式钠火事故下燃烧产物的气溶胶行为尤为重要。本文采用将池式钠火燃烧模型与气溶胶动力学模型耦合的方式,开发了池式钠火事故下燃烧产物气溶胶行为分析程序REBAC-SFR,基于该程序模拟了SAPFIRE... 详细信息
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