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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"
2965 条 记 录,以下是1891-1900 订阅
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压水燃料组件辐照考验技术研究
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核动力工程 2017年 第S1期38卷 175-177页
作者: 茹俊 庞华 焦拥军 徐丹 王坤 刘洋华 王浩煜 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 东方电气股份有限公司 成都611731
燃料组件在反应堆内的辐照考验是压水燃料组件研制过程最重要的环节。对辐照考验方案的技术要求、辐照后检查要求等进行研究,提出需要重点分析的事项。辐照考验燃料组件的运行取得了良好的效果,表明辐照方案和考验要求是合理的,对后... 详细信息
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粗网节块均匀化通量密度重构算法的推导和初步验证
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核动力工程 2017年 第4期38卷 163-167页
作者: 明平洲 芦韡 曹惺笛 夏榜样 刘东 余红星 孙玉发 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 华北电力大学 北京102206
对二维极坐标系下平面波展开方法的粗网节块均匀化通量密度重构算法进行了较为详细的理论推导,利用极坐标系形式下的平面波展开形式来获得扩散方程的某种通解形式。初步编程和验证结果表明,该算法及其程序实现在二维栅元级别能够取得合... 详细信息
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浮动式核电厂烟羽应急计划区划分
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原子能科学技术 2017年 第4期51卷 671-675页
作者: 王军龙 刘嘉嘉 刘聪 马强 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 中海油研究总院 北京100027
介绍了小型应急计划区划分研究现状,在此基础上对比分析了浮动式核电厂ACP100S和AP1000核电厂在相同事故序列下裂变产物向环境的释放份额,选取具有包络性的事故源项,对ACP100S应急计划区进行了初步分析计算。结果表明:在相同的事故序... 详细信息
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中子时空动力学内瞬态热工反馈计算的分析
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中国核电 2018年 第3期11卷 332-336页
作者: 明平洲 李治刚 潘俊杰 安萍 芦韡 刘东 余红星 孙玉发 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 中国核动力研究设计院 四川成都610213
以中子学计算为主干,采用隐式龙格库塔进行时间离散,粗网节块法进行扩散计算实现芯三维少群时空动力学的计算。在其瞬态计算过程中引入热工反馈计算进行截面更新,以逼近真实芯的瞬态行为。解读和分析对应的热工反馈计算部分,并通过... 详细信息
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C形传热管大空间自然对流换热研究
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科技视界 2018年 第29期 1-3页
作者: 罗亮 孙燕 李键 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
C形换热器的结构具有特殊性,有必要对其处于大空间中的自然对流换热机理进行研究。以单C形传热管作为研究对象,用CFD分析技术,对管外流体的流动和热边界层进行分析,得到与直管自然对流换热之间的差异。对C形传热管在大空间中自然对流换... 详细信息
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基于遗传算法的核动力管道系统力学性能优化方法研究
基于遗传算法的核动力管道系统力学性能优化方法研究
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2018年全国固体力学学术会议
作者: 白晓明 张锐 王新军 卢喜丰 郑连纲 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
在核蒸汽供应系统中,核级管道数量众多且布置复杂。为使核级管道能满足设计规范,对支架位置及功能的优化是设计过程中的重要环节。传统的优化过程通过大量的人工试算完成,该过程人力成本高且严重依赖工程经验,更重要的是难以得到力学性... 详细信息
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基于流固耦合的板型燃料组件堵流事故分析
基于流固耦合的板型燃料组件堵流事故分析
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第十六届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2019年学术年会
作者: 王阳阳 巫英伟 章静 郑美银 苏光辉 秋穗正 西安交通大学核科学与技术学院陕西省先进核能技术重点实验室 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室
板型燃料组件因其热工、机械方面的优势,在研究和船用上具有广泛的应用前景。在反应堆运行过程中,受到中子辐照、热应力等作用,燃料元件发生弯曲变形,导致冷却剂流道发生堵塞,对冷却剂流动换热产生重要影响。本文基于Fluent-MpCCI-A... 详细信息
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基于界面跟踪与两流体模型的耦合模型对金属液柱碎化的数值模拟
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核动力工程 2017年 第3期38卷 12-17页
作者: 钟明君 周月善 林萌 熊进标 杨燕华 上海交通大学核科学与工程学院 上海200240 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
针对熔融物与冷却剂相互作用(FCI)过程中多尺度相界面共存的复杂流型,将基于流体体积法(VOF)的界面跟踪模型与两流体模型耦合在一套统一的数值求解框架下,得到一个新的多相流数值模型,可以模拟大尺度界面流体与小尺度界面流体共存的复... 详细信息
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N36锆合金包壳辐照生长经验模型研究
N36锆合金包壳辐照生长经验模型研究
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中国原子能科学研究第32 届“五四”青年学术报告会
作者: 苗一非 焦拥军 张坤 邢硕 陈平 唐昌兵 王璐 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
利用N36锆合金包壳燃料棒内辐照考验的部分池边检查数据,计算了4个典型辐照生长经验模型对N36锆合金包壳的适用参数.计算结果表明,在典型辐照生长经验模型中,双曲正切经验模型最适合描述N36锆合金包壳辐照生长行为.在双曲正切经验模... 详细信息
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模块式小型压水腔注水系统下封头设计两相数值模拟研究
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核动力工程 2017年 第6期38卷 147-151页
作者: 李昊翔 朱大欢 李松蔚 李权 曾未 郭赟 哈尔滨工程大学 哈尔滨150001 中国核动力研究设计院 成都610213 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 合肥230026
腔注水系统(CIS)可用于导出严重事故下位于压力容器底部的芯熔融物余热,防止压力容器熔穿,有效缓解严重事故后果。将数值计算预测下封头临界热流密度(CHF)的方法用于模块式小型下封头不同形状下CHF预测,筛选出安全裕量更高的下封... 详细信息
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