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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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福清核电厂1、2号机组抗震裕量评价
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核科学与工程 2017年 第4期37卷 656-662页
作者: 邱志方 张航 张晓华 蔡逢春 吴清 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室 四川成都610213
地震是核电厂主要外部灾害之一,地震风险评估对于核电厂的安全评价具有重要的价值。抗震裕量评价(SMA)是开展核电厂地震灾害风险分析的重要方法之一,其目的是为了判断核电厂的抗震设计能力相对于设计基准地震的抗震裕量,找出核电厂的抗... 详细信息
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反应堆控制棒驱动机构温度场数值模拟
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中国科学:技术科学 2017年 第11期47卷 1225-1232页
作者: 余豪 何培峰 许斌 罗英 马梓淇 周进雄 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 西安710049 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610200
控制棒驱动机构(control rod driver machanism,CRDM)是反应堆中最重要的组件之一.在工作时CRDM线圈通电产生的热量以及内部高温冷却剂传递的热量会导致其温度过高,造成老化甚至失效.本文以ACP100反应堆为例,对不同环境温度下的CRDM外... 详细信息
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屏蔽板防控制棒驱动机构飞射物冲击研究
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核动力工程 2017年 第4期38卷 36-38页
作者: 叶献辉 郑斌 姜乃斌 吴万军 许沛 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 安世亞太科技股份有限公司成都分公司 成都610016
采用ANSYS/LS-DYNA的流固耦合算法,对防飞射物屏蔽板在行程套管和驱动杆等组件撞击下的力学性能进行分析,对屏蔽板的受力情况进行校核。冲击分析表明,屏蔽板边缘位置受到撞击比中心位置受到撞击更危险。校核屏蔽板边界位置受到撞击时,... 详细信息
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空气湿度与放置时间对750℃/0.5 h预热后Zr-4棒材氧化行为的影响研究
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热加工工艺 2018年 第20期47卷 93-95,107页
作者: 于军辉 李小宁 郭周强 于海慧 吕亮亮 刘蕾 国核宝钛锆业股份公司 陕西宝鸡721013 国家能源核级锆材研发中心 陕西宝鸡721013 陕西省核级锆材重点实验室 陕西宝鸡721013 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
研究了空气湿度(10%~95%)和放置时间(1~5 h)对750℃/0.5 h预热后Zr-4棒材氧化行为的影响。通过样品氧化增重研究实验后的Zr-4棒材的增重趋势;采用扫描电镜(SEM)和X射线衍射(XRD)研究了氧化层的显微组织和相组成。结果表明... 详细信息
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国外核潜艇反应堆系统事故浅析
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核科学与工程 2017年 第3期37卷 442-449页
作者: 卢川 张丹 鲜麟 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室 四川成都610213
本文针对国外已发生的核潜艇反应堆系统事故进行了梳理分析研究,发现国外核潜艇反应堆系统事故多发生于早期型号,近年各国在役及新一代核潜艇未出现反应堆系统发生事故的报道。此外,还发现各国已发生的核潜艇反应堆系统事故中,失水事故... 详细信息
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“华龙一号”反应堆本体结构CFD模型研究
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热科学与技术 2017年 第5期16卷 411-417页
作者: 杜思佳 刘余 李松蔚 邓坚 方浩宇 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
压水反应堆本体结构热工水力特性的CFD数值模型的准确建立是实现数字化反应堆的关键技术之一。采用等流通截面积方法简化了控制棒导向筒内部几何结构,通过多孔介质模型对芯燃料组件结构进行了简化,在此基础上建立了"华龙一号&qu... 详细信息
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随机中子动力学及其数值模拟研究进展
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计算物理 2017年 第2期34卷 127-141页
作者: 杨俊云 应阳君 肖刚 北京应用物理与计算数学研究所 北京100094 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
随机中子动力学是核动力设计核反应堆安全中的重要课题,本文从随机中子动力学的基础概念和研究方法出发,介绍随机中子动力研究的历史发展和研究现状.裂变中子与光子的多重性是反应堆零功率中子噪声主要来源,对中子涨落的方程描述及... 详细信息
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MOC/SN耦合三维中子输运程序KYCORE开发与初步验证
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强激光与粒子束 2017年 第3期29卷 118-122页
作者: 唐霄 李庆 柴晓明 涂晓兰 王侃 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610041 清华大学工程物理系 北京100084
KYCORE程序是中国核动力研究设计开发的径向MOC(特征线方法)与轴向SN耦合三维中子输运程序。KYCORE将二维MOC与一维SN通过角通量实现高精度耦合,并通过粗网有限差分实现快速收敛,是目前可工程化应用于三维中子输运计算中精度最高的方... 详细信息
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地下核电站安全壳再循环系统设计的初步论证
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核科学与工程 2017年 第2期37卷 287-292页
作者: 孔翔程 邹志强 武铃珺 蒋孝蔚 张航 李翔 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610213
核电站建造于地下,反应堆厂房洞外具备天然的裂变产物屏障,在安全壳外洞内设置安全壳再循环系统,预防并缓解放射性裂变产物释放,维持安全壳的完整性。该系统同时整合了卸压、过滤、排热安全功能,充分发挥地下核电站重力补水和天然... 详细信息
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利用高斯过程回归对燃爆单元宽度的预测方法研究
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核动力工程 2017年 第2期38卷 72-77页
作者: 侯炳旭 俞冀阳 徐沾杰 江光明 邹志强 清华大学工程物理系 北京100084 卡尔斯鲁厄理工学院 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
燃爆单元宽度(λ)是度量可燃气体燃爆风险的一项重要参数。文中把λ和特征化学反应区厚度(δ)联系起来,以无量纲活化能和无量纲温度为自变量,以λ/δ的对数为因变量对实验数据进行回归。针对传统参数回归方法的不足,采用基于机器学习的... 详细信息
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