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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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摇摆条件下棒束通道自然循环换热特性实验研究
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原子能科学技术 2024年 第8期58卷 1742-1749页
作者: 李鑫 王爽 谭思超 乔守旭 田瑞峰 程坤 哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室 黑龙江哈尔滨150001 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
棒束燃料组件是浮动的燃料形式之一,浮动在运行期间受风浪等影响会发生起伏、摇摆等运动,导致系统流量、压降等热工参数发生周期性波动,影响棒束通道内流动换热特性。针对摇摆条件下自然循环系统棒束通道传热问题,开展了摇摆运动工... 详细信息
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基于蒙特卡罗程序的热管微少群截面制作方法研究
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核动力工程 2023年 第6期44卷 266-274页
作者: 肖鹏 罗琦 夏榜样 姚栋 周亚婧 方超 秦天骄 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 中国核工业集团有限公司 北京100045
为了提高热管微物理计算效率,基于栅元均匀化-芯输运计算两步法,从各向异性散射、燃料均匀化模型、泄漏修正、能群结构等方面,开展了基于蒙特卡罗程序的热管微输运计算所需少群截面制作方法研究。数值结果表明:采用输运修正、泄... 详细信息
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铅铋合金环境中高强AlCrFeNi多主元合金的腐蚀行为
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核动力工程 2023年 第S01期44卷 137-142页
作者: 黄赟浩 王健斌 王志军 赵可 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 西北工业大学凝固技术国家重点实验室 西安710072
传统结构材料限制了铅铋核能系统性能的进一步提高,为给铅铋反应堆提供高性能结构材料,针对高强Al_(17)Cr_(10)Fe_(37)Ni_(36)多主元合金开展了高温静态铅铋合金环境相容性研究研究表明,在500~600℃的铅铋饱和氧环境下,合金形成致密的... 详细信息
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反应堆压力容器C形密封环循环松弛特性研究
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核动力工程 2022年 第4期43卷 65-69页
作者: 董元元 张亚斌 杜华 王昫心 赵伟 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
反应堆压力容器C形密封环由3层结构组成,在实际服役过程中,各层结构间相互作用机理复杂,多次压缩-回弹循环后,密封结构有循环松弛现象出现,导致密封性能衰退。针对上述循环松弛现象进行了实验研究,获得了C形密封环密封性能随循环次数的... 详细信息
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基于6LiF/ZnS(Ag)和闪烁光纤的宽能谱中子探测技术研究
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核动力工程 2022年 第4期43卷 213-217页
作者: 熊帮平 吴志强 万波 杨戴博 李昆 黎刚 张虎 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
为了解决传统中子探测器在狭窄空间、强电磁干扰、远距离传输等复杂环境下探测中子时存在的不足,本研究将^(6)LiF/ZnS(Ag)混合材料和闪烁光纤相结合,设计了一种可用于宽能谱中子测量的新型闪烁体光纤中子探测器。基于蒙特卡罗粒子输运... 详细信息
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IVR策略下一回路晚期再注水压力风险分析
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核动力工程 2022年 第1期43卷 183-186页
作者: 王小吉 武铃珺 朱大欢 邓坚 刘丽莉 许幼幼 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
参考某百万千瓦级核电厂设计,针对内熔融物滞留(IVR)策略投入后晚期(即压力容器下封头已形成熔融池的情况下)可能的一回路再注水场景开展分析,研究晚期再注水的一回路压力响应。通过与不实施再注水事故工况的对比分析,综合评估实施再... 详细信息
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基于高抗震性能的华龙一号蒸汽发生器上部支承设计研究
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核动力工程 2022年 第1期43卷 192-196页
作者: 汤臣杭 黄燕 沈平川 何戈宁 余平 苏桐 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
为提高华龙一号核电机组ZH-65型蒸汽发生器抗震性能,提出了一种新型的蒸汽发生器支承方案,即对蒸汽发生器上部支承采用连接拉杆与液压阻尼器结合的结构形式,并针对总体设计方案和连接拉杆的热膨胀相容性进行了设计研究。相比原有二代加... 详细信息
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基于β-γ符合法测量的在线啜吸检测装置的研制
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核动力工程 2023年 第3期44卷 180-184页
作者: 曾勇 谷明非 中国核动力研究设计院 成都610213 成都中核海川核技术有限公司 成都610041 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
反应堆运行期间燃料包壳时常会发生破损,当燃料组件发生破损后,核电厂通常会在换料过程中使用在线啜吸装置对每个燃料组件进行啜吸试验,通过裂变产物分析确定被测组件是否发生破损,然而受核岛内过强的辐射环境干扰影响,传统单一β或单... 详细信息
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六边形套管型燃料芯核设计专用程序试验验证
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核动力工程 2022年 第1期43卷 242-245页
作者: 王连杰 魏彦琴 黄世恩 娄磊 马永强 操节宝 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
采用六边形套管型燃料芯(HCTFR)7个零功率物理试验方案的试验数据对核设计程序(CELL+CPLEV2)的计算精度进行工程验证。验证结果表明,7个临界试验方案的临界棒位有效增殖因子(k_(eff))计算偏差均在±0.8%以内,与试验结果符合较好,... 详细信息
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同步磁阻电机型控制棒驱动机构矢量控制技术研究
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核动力工程 2022年 第2期43卷 199-203页
作者: 彭仁勇 王金鑫 青先国 刘依依 张建建 刘亚男 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
针对同步磁阻电机型控制棒驱动机构(CRDM)电磁高度耦合难以对输出力矩进行有效线性调节的问题,研究了同步磁阻电机型CRDM的矢量控制技术。将同步磁阻电机CRDM的数学模型映射至同步旋转坐标系内,对输出电磁力矩与磁链进行解耦。通过励磁... 详细信息
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