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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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热管芯基体结构高温力学行为分析
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核动力工程 2023年 第1期44卷 217-221页
作者: 田俊 苏东川 李辉 熊夫睿 刘长军 毕鹏华 谈建平 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室 成都610213 华东理工大学机械与动力工程学院 上海200237
研究热管芯基体结构高温下的热应力失效行为,以简化的多孔基体结构为研究对象,结合Megapower 5 MW(热功率)热管设计参数,制定了正常工况和异常工况2种工况下的高温试验方案,其中异常工况考虑了单根热管失效。宏观检测结果显... 详细信息
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小型模块化反应堆控制方法综述
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四川大学学报(自然科学版) 2024年 第2期61卷 1-12页
作者: 张薇薇 何正熙 万雪松 刘方圆 邓科 肖凯 罗懋康 四川大学数学学院 成都610064 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反应堆燃料及材料重点实验室 成都610213
小型模块化核反应堆具有建造周期短、安全性高、运维成本低、适应性强、应用领域广等显著优势,广受世界各国关注,也是我国的战略性需求.发展具有自适应、强鲁棒、高可控和高可信特性的新型控制方法,有效降低甚至消除对控制人员值守的依... 详细信息
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三维特征线中子学计算程序SHARK用于华龙一号芯建模和启动试验验证
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核动力工程 2024年 第S2期45卷 42-48页
作者: 王博 赵文博 张宏博 赵晨 陈长 刘琨 张乐瑞 宫兆虎 曾未 李庆 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
为验证三维特征线中子学计算程序SHARK在大型压水上的准确性和适用性,以华龙一号的启动物理试验对SHARK程序进行验证。华龙一号是我国具有自主知识产权的三代核电压水型,验证内容包括临界有效增殖系数k_(eff)、控制棒积分价值以... 详细信息
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反应堆数值计算协同设计平台架构设计与应用
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核动力工程 2024年 第S2期45卷 133-136页
作者: 何腾蛟 韩飞 李松蔚 张爽 吴斌 程先俨 袁鹏 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
为有效提升反应堆物理、热工、屏蔽、燃料分析等多专业数值计算协同设计和执行的效率与质量,建立了一套高扩展性、高稳定性的反应堆多专业数值计算协同设计平台,在对超算、工作站等复杂异构高性能算力资源进行集群管理和服务化封装的基... 详细信息
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基于简化球谐函数的反应堆物理计算软件用于棒栅压水的建模验证
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核动力工程 2024年 第S2期45卷 49-54页
作者: 刘琨 赵文博 宫兆虎 陈长 柴晓明 张斌 方超 曾未 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
为验证新研发程序,采用新一代的Pin-by-Pin求解程序包KYLIN V2.0-CORCA-SPn,开展了针对福清核电厂5号机组首循环实测数据的验证分析。研究结果表明,控制棒价值最大相对偏差为N2棒组,为7.17%,其余棒组相对偏差均小于5%,循环内的临界反应... 详细信息
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基于ABAQUS/FRANC3D的钢轨三维表面裂纹的扩展分析
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兵器装备工程学报 2024年 第2期45卷 246-253页
作者: 张启洞 闫华东 陈诚 杨康 中国兵器工业试验测试研究院 陕西华阴714200 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
为分析钢轨三维表面裂纹在轮轨载荷作用下的疲劳扩展路径和应力强度因子的变化,研究钢轨剥离掉块的损伤机理。运用Fortran语言编写用户子程序DLOAD和UTRACLOAD施加轮轨接触应力,利用有限元软件ABAQUS和FRANC3D模拟车轮在钢轨上的移动并... 详细信息
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高温热管耦合热声发电机运行特性试验研究
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清华大学学报(自然科学版) 2023年 第8期63卷 1204-1212页
作者: 张友佳 蒋顺利 周慧辉 袁德文 吴张华 徐建军 闫晓 苏东川 田文喜 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室 成都610041 中国科学院理化技术研究所 中国科学院低温工程学重点实验室北京100190 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室 成都610041 西安交通大学核科学与技术学院 西安710049
高可靠性与高能量密度的动力推进电源是空间与海洋探索载体的核心关键部件。该文针对高温热管耦合动态热电转换装置开展了高温钠热管集成热声发电机运行特性的试验研究,实现了热电能量的传递与转换,掌握了高温热管与热声发电机耦合启动... 详细信息
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外加应力作用下UO_(2)中空洞演化过程的相场模拟
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物理学报 2022年 第2期71卷 226-236页
作者: 姜彦博 柳文波 孙志鹏 喇永孝 恽迪 西安交通大学核科学与技术学院 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610213
本工作建立了外加应力作用下UO_(2)中空洞演化的相场模型.首先,使用摄动迭代法求解了弹性平衡方程,对外加应力下单个空洞周围的应力分布进行了计算,结果表明空洞边缘有应力集中现象,模拟得到的应力分布和解析解一致.然后,利用相场方法... 详细信息
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定位绕丝结构对棒束通道热工水力特性影响数值分析
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核动力工程 2023年 第2期44卷 37-42页
作者: 刘思超 刘余 田瑞峰 杨小磊 陈曦 李小畅 哈尔滨工程大学核科学与技术学院 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 成都610213 哈尔滨工程大学航天与建筑学院 哈尔滨150001
定位绕丝设计广泛应用于金属快设计及气冷快设计中,本文基于三维精细化绕丝定位棒束通道网格模型模拟分析了定位绕丝螺距、定位绕丝数量及定位绕丝形状对超临界二氧化碳在棒束通道中流动换热的影响。模拟结果表明定位绕丝... 详细信息
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Zr-4表面特性及冷却剂过冷度 对骤冷沸腾传热的影响
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原子能科学技术 2024年 第4期58卷 783-789页
作者: 熊平 孙源阳 罗彦 袁鹏 杜鹏 邓坚 卢涛 北京化工大学机电工程学院 北京100029 西华大学流体及动力机械教育部重点实验室 四川成都610039 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
核燃料棒再淹没骤冷沸腾是芯失水事故后避免芯熔化采取的重要事故缓释措施。本文采用不同粒度砂纸打磨得到不同粗糙度的Zr-4表面,研究了Zr-4表面粗糙度和冷却剂过冷度对骤冷沸腾过程冷却速率及沸腾换热的影响。对所制备的不同表面... 详细信息
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