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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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铅铋反应堆芯流量分区智能优化方法研究
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核动力工程 2022年 第3期43卷 53-57页
作者: 凌煜凡 代圣齐 赵鹏程 朱恩平 王继锋 唐欢 南华大学核科学技术学院 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 成都610213
芯流量分区是实现芯出口温度展平的重要手段,合理地分区可以提高反应堆的安全性和经济性。本文将人工智能优化算法与单通道模型进行耦合,构建了反应堆芯流量分区计算模型,分别开展遗传算法、差分进化算法、量子遗传算法在反应堆... 详细信息
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基于前馈控制的棒位探测器励磁电源研究设计
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核动力工程 2021年 第1期42卷 177-181页
作者: 李梦书 李国勇 郑杲 黄可东 许明周 何佳佶 罗秋蓉 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
提出一种基于前馈控制的棒位探测器励磁电源设计方案,该方案采用高频开关整流逆变电路设计,在传统比例积分(PI)控制的基础之上加入了前馈控制,用以抑制可测不可控的干扰因素对控制对象的影响,并通过理论分析与仿真试验,验证了本文提出... 详细信息
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华龙一号反应堆上腔及热段流-热耦合场数值模拟
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科学技术与工程 2024年 第18期24卷 7676-7684页
作者: 孙梓云 周新志 何正熙 朱加良 徐涛 董晨龙 四川大学电子信息学院 成都610065 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
压水型反应堆(pressurized water reactor,PWR)系统主管道热段内冷却剂的温度和流量,直接反映了核功率和芯换热状态,是反应堆功率控制和安全保护的核心参数。为全面掌握华龙一号反应堆上腔及热段内冷却剂流-热耦合场分布及演变规律... 详细信息
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本构模型不确定性评价结构化方法开发及应用
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核动力工程 2022年 第4期43卷 147-153页
作者: 熊青文 苟军利 杜鹏 邓坚 刘余 陈伟 党高健 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 西安交通大学核科学与技术学院 西安710049
最佳估算加不确定性(BEPU)方法被国际原子能机构(IAEA)推荐用于核电厂安全分析,目前已成为核电厂执照申请的主流方法。典型BEPU方法依赖于最佳估算程序将输入参数的不确定性传播至输出,而程序本构模型的不确定性则往往没有得到适当考虑... 详细信息
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基于CFD方法的丝网芯内毛细流动阻力特性研究
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核动力工程 2023年 第1期44卷 54-59页
作者: 余清远 赵鹏程 马誉高 张英楠 南华大学核科学技术学院 湖南衡阳421001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点技术实验室 成都610213 清华大学工程物理系 北京100084
丝网芯热管是一种基于两相流动相变循环原理设计的非能动输热设备,循环中的毛细力与流动阻力均与丝网芯结构密切相关,研究丝网芯的阻力特性对丝网芯结构选型与优化、热管性能提升具有重要的意义。本文基于计算流体力学(CFD)方法,建立丝... 详细信息
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国产508-3钢不同温度下非比例多轴循环变形行为研究
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核动力工程 2021年 第S02期42卷 89-92页
作者: 田俊 唐妍婕 张丽屏 傅孝龙 邝临源 张瀛 姜露 李辉 刘贞谷 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
国产508-3钢是压水反应堆压力容器的关键材料,为了研究国产508-3钢不同温度下的非比例多轴循环变形行为,本文在25、200和350℃下,对国产508-3钢开展了多轴非比例路径下应变控制和应力控制的全寿命疲劳试验。试验中采用了沙漏形和蝶形的... 详细信息
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压水下封头多层熔池模型敏感性分析
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核动力工程 2021年 第4期42卷 138-143页
作者: 李治刚 安萍 潘俊杰 刘威 芦韡 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
下封头熔池模型是熔融物内滞留(IVR)有效性评价的重要模型,已在典型压水安全评价中得到广泛应用。传统的2层熔池模型和近年来提出的3层熔池模型,主要模拟熔池内熔融物的成分及热量的分配与传递过程,具有关系式复杂和强非线性的特点... 详细信息
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池式钠冷快热分层现象模型开发及瞬态分析
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核动力工程 2022年 第4期43卷 25-30页
作者: 杜鹏 单建强 邓坚 刘余 丁书华 陈伟 袁鹏 吴增辉 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 西安交通大学核科学与技术学院 西安710049
针对池式钠冷快特点,建立了三维系统分析模型,并结合热分层现象演化机制,提出了准确模拟热分层的关键处理方法,包括能量源项处理、三维动量方程对流项处理及三维空间进口效应处理。在此基础上,采用KALIMER及MONJU热分层实验对所开发... 详细信息
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基于多物理场耦合的U_(3)Si_(2)燃料与双层SiC包壳组合的轻水燃料性能分析
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核动力工程 2022年 第1期43卷 102-109页
作者: 尹春雨 刘荣 焦拥军 邱晨杰 刘振海 秋博文 高士鑫 邢硕 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 华南理工大学电力学院 广州510640
基于COMSOL平台开发了一套基于多物理场全耦合的燃料性能分析程序,并通过径向功率分布模型对比验证了该程序的正确性与准确性;然后进一步分析了U_(3)Si_(2)燃料与双层SiC包壳组合、U_(3)Si_(2)燃料与锆合金包壳组合在反应堆正常运行工... 详细信息
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反应堆冷却剂系统流量测量试验研究设计
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核动力工程 2021年 第2期42卷 193-196页
作者: 黄宗仁 王明利 李峰 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
华龙一号(HPR1000)设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统(RCS系统)环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系... 详细信息
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