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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"
2951 条 记 录,以下是2871-2880 订阅
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压水棒状燃料组件弥散型可燃毒物燃耗特性研究
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南华大学学报(自然科学版) 2020年 第4期34卷 34-41页
作者: 夏羿 徐士坤 谢金森 刘金聚 于涛 吴菱艳 南华大学核科学技术学院 湖南衡阳421001 南华大学湖南省数字化反应堆工程技术研究中心 湖南衡阳421001 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
长寿期小型压水需要更合适的可燃毒物进行反应性控制来延长芯寿期,针对这一需要开展了压水棒状燃料组件弥散型可燃毒物燃耗特性研究,从可燃毒物的消耗与燃耗过程匹配的角度出发,选择了B、Gd、Ho、Sm、Dy、Er、Gd、Eu作为研究对象... 详细信息
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热老化对电熔增材16MND5钢组织和力学性能的影响
热老化对电熔增材16MND5钢组织和力学性能的影响
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2019’中国核电焊接技术研讨会
作者: 周高斌 谢常胜 罗英 何西扣 董元元 宋丹戎 许斌 杨敏 陈海波 沈月音 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计国家级重点实验室 四川成都610213 钢铁研究总院特殊钢研究所 北京100081
将电熔增材制造反应堆压力容器16MND5钢在450℃下时效至3000h,通过力学性能测试和组织观察,分析老化时间对其组织和力学性能的影响.研究结果表明:随着热老化时间的延长,试样的抗拉强度和屈服强度分别提高5MPa和6MPa,断后伸长率和断面收... 详细信息
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间隔同轴交叉扭带强化润滑油传热特性数值研究
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科技视界 2019年 第36期 106-108,89页
作者: 吴启涛 刘小丫 丁铭 于洋 中国核动力研究设计院 四川成都610213 哈尔滨工程大学 核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室 四川成都610213
滑油冷却器是核动力装置中一类不可或缺的换热器。运用强化传热技术可增强润滑油的传热、减小换热器的体积。为了增强传热管内润滑油的传热,本文提出了一种新型的规则间隔同轴交叉扭带。采用CFD方法,在间距率0.5~3.0的范围内,对圆管内... 详细信息
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典型圆管CHF机理模型在棒束通道中的适用性研究
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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中国核学会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中的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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几何结构对水力缓冲结构性能的影响研究
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机械与电子 2015年 第7期33卷 24-27页
作者: 杨灵均 金远 董岱林 宫汝志 李威 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术国家重点实验室 成都610041 哈尔滨工业大学能源科学与工程学院 哈尔滨150001
运用CFD方法对不同结构尺寸的缓冲器在导向筒内的下落过程进行三维流场数值分析,研究了缓冲结构对缓冲效果的主要因素及其影响程度。通过计算,得到各工况缓冲过程中速度、加速度等关键参数随时间、位移的动态变化规律。结果表明,缓冲器... 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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中国稀土学会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同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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蒸汽发生器管子管板焊缝焊接见证件缺陷原因分析及处理
蒸汽发生器管子管板焊缝焊接见证件缺陷原因分析及处理
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2019’中国核电焊接技术研讨会
作者: 黄均麟 李磊 杨俊 何戈宁 汤臣杭 吴杨 吴琼 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610041 上海电气核电设备有限公司 上海201306
对国内某二代改进型核电机组蒸汽发生器管子管板焊接见证件根部不连续的原因进行分析结果表明,根部不连续超标的根本原因为清洁不彻底,管壁存在杂物影响定位胀效果而导致根部管一孔间隙过大所致,不能代表对应的产品焊缝.根据分析结果提... 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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用于海上石油开采的浮动式核电站方案研究
用于海上石油开采的浮动式核电站方案研究
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第三届能源论坛
作者: 曾未 陈智 宋丹戎 刘聪 钟发杰 许斌 秦忠 李庆 李卓群 核反应堆设计技术国家重点实验室 成都610041 中国核动力研究设计院 成都610041 中国海洋石油总公司 北京100094 中国核动力研究设计院 成都610041
浮动式核电站具有可移动,灵活布置,受地震、海啸影响更小,不占用陆地面积,受厂址条件影响小等特点,可有效支撑海上资源开发和海岛能源供应.本文以绥中361油田为目标厂址,提出了用于海上石油开采的浮动式核电站总体技术原则和初步方案的... 详细信息
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辐照-温度协同作用下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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中国核学会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同的辐照缺陷,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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