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检索条件"机构=中同核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室"
2755 条 记 录,以下是2691-2700 订阅
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一种椭圆弧面轴承的变流域结构化动网格方法
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机械与电子 2020年 第3期38卷 23-26页
作者: 莫锦涛 李长香 陈训刚 彭仁勇 赵月 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610231 中国石油天然气管道工程有限公司机械室 河北廊坊065000
为了对椭圆弧面轴承进行仿真,提出一种针对椭圆弧面轴承的变流域结构化动网格方法,保证椭圆弧面轴承油膜间隙网格随着轴颈的动态移动而规律性变化。在此基础上建立多流域-转子动力学方程耦合,计算得到轴心轨迹、压力分布等参数,并与... 详细信息
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典型圆管CHF机理模型在棒束通道的适用性研究
典型圆管CHF机理模型在棒束通道中的适用性研究
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国核学会2019年学术年会
作者: 刘伟 彭诗念 单建强 江光明 刘余 邱志方 邓坚 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 西安交通大学核科学与技术学院 陕西西安710049
本文筛选出5种最具代表性的DNB型圆管CHF机理模型,将原本基于入口条件开发的机理模型转换为当地条件后,植入子通道分析程序ATHAS,基于5×5全长棒束CHF实验数据,研究各模型在棒束通道的CHF预测性能,筛选出最适用于棒束通道的CHF机... 详细信息
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一种分子动力学与动力学蒙特卡洛耦合方法在核结构钢辐照氦演化研究的实现与应用
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核动力工程 2024年 第S2期45卷 268-273页
作者: 李六六 胡雪飞 彭蕾 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 中国科学技术大学核科学技术学院 合肥230027
加速器驱动次临界、超高温气冷等第4代先进能源反应堆结构材料的研发,亟需借助数值模拟方法来缩短研发周期和提升研发效率。目前各种已有的数值模拟方法只适用于特定的时间和空间尺度,而先进能源反应堆用核结构材料高温辐照效应涉... 详细信息
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基于MOD法制备的α-Al2O3涂层阻氘渗透性能研究
基于MOD法制备的α-Al2O3涂层阻氘渗透性能研究
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国稀土学会2020学术年会暨江西(赣州)稀土资源绿色开发与高效利用大会
作者: 段振刚 张伟 李垣明 辛勇 粟敏 杨吉军 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 四川大学原子核科学技术研究所辐射物理及技术教育部重点实验室
采用金属有机分解法(MOD)结合提拉(dip-coating)工艺在316L不锈钢上制备了0.5μm-15μm厚的α-AlO阻氘涂层。研究了MOD法制备涂层的厚度变化对阻氘渗透性能的影响以及不提拉速度制备的涂层提拉速度与涂层阻氘渗透性能之间的关系... 详细信息
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模块化小型核反应堆自动卸压系统分析研究
模块化小型核反应堆自动卸压系统分析研究
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第一届全国空间核动力学术会议
作者: 尹莎莎 方华伟 秋穗正 黄伟 陈志辉 田野 田雅婧 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610041 西安交通大学核科学与技术学院 陕西西安710049
模块化小型核反应堆(SMR)与传统大型压水在结构上存在很大差异,导致两者的严重事故进程存在较大差异.因此本文结合SMR自身设计特点,建立反应堆严重事故分析模型,对sMR的典型事故瞬态进行模拟计算,并对严重事故进程、热工水力现象和系... 详细信息
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辐照-温度协作用下U3Si2微结构演化的介观尺度研究
辐照-温度协同作用下U3Si2微结构演化的介观尺度研究
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国核学会2021年学术年会
作者: 王园园 孙丹 刘仕超 孙志鹏 高士鑫 周毅 赵纪军 大连理工大学物理学院 三束材料改性教育部重点实验室 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
材料的辐照损伤一直是先进核反应堆材料研究关心的问题,它影响着反应堆能否安全运行。内高温、强辐照等极端环境,特别是高能粒子与固体材料间相互作用,会导致材料内部产生不的辐照缺陷,改变材料形状、性能。因此,探究材料在复杂环... 详细信息
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"华龙一号"一体化顶结构下部围筒筒体焊接缺陷分析与改进
"华龙一号"一体化堆顶结构下部围筒筒体焊接缺陷分析与改进
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2019’国核电焊接技术研讨会
作者: 王庆田 何培峰 蒋兴钧 吴冰洁 龚榆晟 陈昕 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 四川科新机电股份有限公司 四川德阳618400
"华龙一号"一体化顶结构CRDM抗震支撑结构下部围筒筒体在焊接过程连续出现两次返修补焊,在最后一次返修补焊清除缺陷过程,由于发现较多的焊接裂纹,导致下部筒体整体报废.详细分析了下部筒体焊接缺陷产生原因,采取了变... 详细信息
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陶瓷基包覆颗粒弥散燃料裂纹扩展模拟
陶瓷基包覆颗粒弥散燃料裂纹扩展模拟
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国力学大会-2021+1
作者: 魏前 唐昌兵 何宗培 李录贤 西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动国家重点实验室 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 中国核动力研究设计院核燃料元件及材料研究所
介绍/亮点Introduction/Highlight为提高核反应堆的耐事故能力,国际上提出了耐事故燃料的概念。陶瓷基包覆颗粒弥散燃料(CDM燃料)是一种轻水重要候选耐事故燃料。本研究从CDM燃料的组件——TRISO颗粒出发,运用ABAQUS有限元软件,针对... 详细信息
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反应堆压力容器整体建模数值模拟探索性研究
反应堆压力容器整体建模数值模拟探索性研究
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第十五届全国反应堆结构力学大会
作者: 杨雯 张利民 郑连纲 姜乃斌 张毅雄 臧峰刚 孙英学 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 四川 成都 610041 日本泰科诺斯达株式会社 北京代表处 北京 100098
反应堆压力容器力学分析评定,由于计算所用的软、硬件设施的原因,以往的做法是把整个结构进行解耦,即把整个结构分解为若干段分别进行应力分析,这个过程对于边界条件的处理或多或少地会有一些失真,对计算结果的准确性有一定影响.... 详细信息
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基于SAC-CFR与DRACS耦合的EBR-Ⅱ余排实验工况分析
基于SAC-CFR与DRACS耦合的EBR-Ⅱ余排实验工况分析
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第十五届全国反应堆热工流体学术会议暨核反应堆热工水力技术重点实验室学术年会
作者: 隋丹婷 陆道纲 郭超 华北电力大学核科学与工程学院 非能动核能安全技术北京市重点实验室 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
事故工况下芯衰变热的排出是非能动安全系统的重要功能。对于池式快而言,事故余热排出系统(DRACS)的响应需与系统进行耦合分析。本文通过将三维钠池模型与事故余热排出热交换器的耦合,完成了DRACS向系统软件SAC-CFR的嵌入。在国际... 详细信息
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