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材料科学与工程(可...
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教育学
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压力容器
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核电站
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可靠性
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自然循环
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有限元
28 篇
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机构
2,277 篇
中国核动力研究设...
273 篇
中国核动力研究设...
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中国核动力研究设...
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西安交通大学
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清华大学
90 篇
哈尔滨工程大学
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中国核动力研究设...
70 篇
上海交通大学
58 篇
中国核动力研究设...
54 篇
中国核动力研究设...
53 篇
核反应堆系统设计...
53 篇
南华大学
41 篇
重庆大学
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四川大学
32 篇
西南交通大学
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19 篇
环境保护部核与辐...
19 篇
哈尔滨工业大学
18 篇
国家能源压水反应...
15 篇
中国核动力研究设...
作者
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邓坚
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"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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基于群
堆
管理的压水
堆
核电厂首循环装载
研究
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核动力
工程
2024年 第3期45卷 268-271页
作者:
廖鸿宽
胡钰莹
于颖锐
王丹
段永强
李天涯
何彩云
成都核总核动力研究设计工程有限公司
成都610213
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
成都610213
堆
芯装载方案是关系到电厂经济性和安全性最为关键的
设计
内容之一,而传统的首循环装载方案由于采用全
堆
全新燃料组件的方式,不可避免地导致一批从首循环中卸出的组件无法继续使用,燃料经济性与
堆
芯经济性均欠佳,亟需开展燃料经济性更优...
详细信息
堆
芯装载方案是关系到电厂经济性和安全性最为关键的
设计
内容之一,而传统的首循环装载方案由于采用全
堆
全新燃料组件的方式,不可避免地导致一批从首循环中卸出的组件无法继续使用,燃料经济性与
堆
芯经济性均欠佳,亟需开展燃料经济性更优,燃料组件使用更为合理的首循环装载
设计
方法
研究
。本文提出了基于群
堆
管理的压水
堆
核电厂首循环装载
设计
方法,通过多机组燃料组件的共享使用,将多个机组的首循环进行群
堆
设计
,提高首循环使用的新燃料组件富集度,实现循环长度需求,在保证各机组循环长度的基础上减少新燃料组件数目,可显著提高燃料利用率和首循环卸料组件燃耗,实现了机组经济性的显著提升,以华龙一号
堆
芯开展验证,结果表明,群
堆
管理模式下,在循环长度相当的情况下可实现双机组减少41组新燃料组件,
堆
芯各项参数满足
设计
限值要求,可为后续机组首循环装载
设计
提升核能经济性和竞争力提供参考。
关键词:
群
堆
管理
首循环装载
燃料利用率
来源:
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基于等效热网络法的控制棒驱动机构温升分析
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核动力
工程
2024年 第5期45卷 199-205页
作者:
徐奇伟
刘升
罗凌雁
于天达
付国忠
杨云
赵一舟
重庆大学输变电装备技术全国重点实验室
重庆400044
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
核反应堆
中的控制棒驱动机构(CRDM)长期运行在高温、高压、高辐射的恶劣环境中,为有效预防其因温度过高而造成损坏,需要对CRDM内部组件进行温度预测与估计,以提高
核反应堆
的安全性与可靠性。本文提出一种基于等效热网络法的温度估计方...
详细信息
核反应堆
中的控制棒驱动机构(CRDM)长期运行在高温、高压、高辐射的恶劣环境中,为有效预防其因温度过高而造成损坏,需要对CRDM内部组件进行温度预测与估计,以提高
核反应堆
的安全性与可靠性。本文提出一种基于等效热网络法的温度估计方法。首先计算得到温升分析中所需热源参数;然后解算不同区域中的热阻,构建CRDM的等效热网络模型,实现对CRDM温度的快速精确估计;最后利用有限元分析(FEA)方法对结果进行验证。验证结果表明,所提出的CRDM温度估计方法具有较高的精度,可为后续新型结构
设计
和可靠性分析提供理论依据。
关键词:
控制棒驱动机构(CRDM)
等效热网络法
温度估计
有限元分析(FEA)
来源:
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超临界二氧化碳喷射器结构
设计
与性能
研究
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核动力
工程
2023年 第S01期44卷 81-87页
作者:
冯梦娇
刘旻昀
黄善仿
黄彦平
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
清华大学工程物理系
北京100084
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610213
在不额外消耗机械功的条件下,为了尽可能消除超临界二氧化碳涡轮
系统
中产生的泄漏气体对循环稳定性的负面影响,本文基于等压混合理论和双壅塞临界状态
设计
了可将泄露气体加压输送回循环的喷射器结构,使用计算流体力学软件Fluent对该模...
详细信息
在不额外消耗机械功的条件下,为了尽可能消除超临界二氧化碳涡轮
系统
中产生的泄漏气体对循环稳定性的负面影响,本文基于等压混合理论和双壅塞临界状态
设计
了可将泄露气体加压输送回循环的喷射器结构,使用计算流体力学软件Fluent对该模型进行数值模拟,分析喷射器的性能,探究尺寸参数对喷射器性能的影响。结果表明,四级串联的喷射器能依次将0.5 MPa泄漏气体加压至2.0、4.4、6.0、8.0 MPa,实现泄漏气体的回收利用;喷射器背压小于临界压力时,引射比不受背压影响,喷射器背压大于临界压力时,引射比随背压的增大而急剧减小;引射比随入口截面的减小而增大,随喷嘴收缩角的增大先增大后减小,在收缩角为20°时,引射比达到最大。
关键词:
超临界二氧化碳
泄漏气体
多级喷射器
结构优化
来源:
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反应堆
用新型自感式棒位探测器涡流效应分析
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引用
核动力
工程
2024年 第1期45卷 156-163页
作者:
张艺璇
徐奇伟
唐健凯
刘彦霆
黄思语
罗凌雁
重庆大学输变电装备技术全国重点实验室
重庆400044
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
目前编码式棒位探测器存在线圈数量多、结构复杂、测量精度粗略、可靠性差等诸多问题,严重阻碍了
反应堆
小型化的发展。本文提出一种新型自感式棒位探测器,采用四段等长度、A与B组线圈双匝并绕的探测结构,其中两组线圈相互独立,利用线圈...
详细信息
目前编码式棒位探测器存在线圈数量多、结构复杂、测量精度粗略、可靠性差等诸多问题,严重阻碍了
反应堆
小型化的发展。本文提出一种新型自感式棒位探测器,采用四段等长度、A与B组线圈双匝并绕的探测结构,其中两组线圈相互独立,利用线圈电感随驱动杆移动的线性变化来实现连续棒位测量。通过量化驱动杆上的磁趋肤效应,推导基于涡流效应的自感式棒位探测器数学模型;搭建有限元仿真模型验证数学模型的准确性,
研究
驱动杆温升、探测线圈关键结构参数对探测器测量精度的影响,发现不同温升下线圈电感变化由驱动杆相对磁导率和电导率共同作用,线圈匝数增加有利于提高线圈电感变化量,线圈间距增加使线圈电感灵敏度先增加后减小,结合上述规律优化探测器结构;制造样机完成试验验证,结果表明两组线圈均具有0.14 mH/10 mm的电感分辨率,可实现10 mm的位移辨识精度。本
研究
可以为自感式棒位探测器在小型
核反应堆
中的应用提供参考。
关键词:
反应堆
棒位探测器
涡流效应
电感解析计算
来源:
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核级管道焊缝可检率优化
研究
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引用
核动力
工程
2024年 第6期45卷 237-241页
作者:
武相
崔聪
邬芝胜
蔡鼎阳
赵千里
干依燃
苏应斌
肖韵菲
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
生态环境部核与辐射安全中心
北京100082
核级管道焊缝不可检问题不仅使焊缝抽检比例达不到现行标准要求,而且影响焊缝全寿期内的状态监测,不利于
反应堆
冷却剂
系统
运行安全。以浮动式核电站核级管道焊缝役前检查为例,采用描述统计的方法,对焊缝不可检问题进行详细原因分析。分...
详细信息
核级管道焊缝不可检问题不仅使焊缝抽检比例达不到现行标准要求,而且影响焊缝全寿期内的状态监测,不利于
反应堆
冷却剂
系统
运行安全。以浮动式核电站核级管道焊缝役前检查为例,采用描述统计的方法,对焊缝不可检问题进行详细原因分析。分析结果表明焊缝检测成像障碍是造成焊缝不可检的主要因素,焊缝检测不可达因素次之;形成原因涉及
设计
、安装、结构功能性和设备结构特性等多个方面。针对性提出的优化措施可将焊缝可检率由65.5%至少提升至74%,有效提高了焊缝可检率,保障了
系统
运行安全。
关键词:
可检率
核级管道焊缝
成像障碍
不可达
来源:
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预氧化锆合金包壳在高温高压水中的微动磨损行为
研究
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核动力
工程
2024年 第5期45卷 142-154页
作者:
王俊
王志国
蔡振兵
李正阳
任全耀
刘晓红
焦拥军
西南交通大学摩擦学研究所
成都610031
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
为深入
研究
在实际服役过程中包壳随氧化时间变化后的微动磨损情况,采用过热水蒸气氧化的手段制备了多种预氧化包壳,并使用自制的高温高压切向微动磨损试验机开展了模拟压水
堆
运行工况的微动磨损试验,测量了基材以及经过不同时间预氧化...
详细信息
为深入
研究
在实际服役过程中包壳随氧化时间变化后的微动磨损情况,采用过热水蒸气氧化的手段制备了多种预氧化包壳,并使用自制的高温高压切向微动磨损试验机开展了模拟压水
堆
运行工况的微动磨损试验,测量了基材以及经过不同时间预氧化后包壳的体积磨损系数。
研究
结果表明,预氧化之后包壳表面硬度比基体提高了2~3倍,而磨损系数降低了约90%。在包壳表层生成的一层致密氧化层是导致其磨损系数变化的重要原因,氧化时间越长,氧化层越厚,氧化时间为200 d的包壳磨损系数最低。此外,氧化层的存在导致锆合金包壳在高温高压水环境下的微动磨损机理从严重磨粒磨损和分层转变为轻微磨粒磨损和粘着磨损。
关键词:
预氧化
锆合金
高温高压水
微动磨损
来源:
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学校读者
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基于铅铋快
堆
的直流蒸汽发生器稳态与瞬态特性分析
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核动力
工程
2024年 第2期45卷 103-109页
作者:
黄哲
梁铁波
杨雯
卢川
李洋
何中海
沈昕
上海交通大学机械与动力工程学院
上海200240
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
铅铋快
堆
的安全稳定运行与换热器一二次侧间的散热性能密切相关。本
研究
通过建立基于铅铋快
堆
的直流蒸汽发生器(OTSG)稳态与瞬态耦合分布参数模型,分析对比了不同负荷条件下OTSG内部热工水力特性的分布差异,并进一步揭示了铅铋快
堆
一次...
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铅铋快
堆
的安全稳定运行与换热器一二次侧间的散热性能密切相关。本
研究
通过建立基于铅铋快
堆
的直流蒸汽发生器(OTSG)稳态与瞬态耦合分布参数模型,分析对比了不同负荷条件下OTSG内部热工水力特性的分布差异,并进一步揭示了铅铋快
堆
一次侧焓值及流量扰动对换热器动态散热性能的影响。结果表明:稳态传热时铅铋快
堆
一次侧温降主要集中在过冷沸腾及核态沸腾区,二次侧负荷减小将导致管壁面温度飞升前移;动态调节显示在
设计
工况下一次侧入口焓值仅下降5%,就可能导致铅铋快
堆
循环在90 s后进入事故工况。
研究
结果为铅铋快
堆
的OTSG动态流动换热特性
研究
及结构
设计
优化提供了有价值的建议。
关键词:
铅铋快
堆
直流蒸汽发生器
热工水力分析
分布参数模型
来源:
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自然循环工况蒸汽发生器一回路流量分配特性分析
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核动力
工程
2024年 第4期45卷 103-110页
作者:
栾行健
王文
宋嘉豪
韩菲
蒋二辉
程坤
杨帆
上海交通大学机械与动力工程学院
上海200240
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
自然循环是
核动力
系统
一种特殊运行工况,此时蒸汽发生器内倒U型管束会发生反流现象,从而影响一二次侧换热功率与运行稳定性。本
研究
开发
核动力
装置蒸汽发生器内一次侧流量分配计算程序,以芬兰PACTEL压水
反应堆
实验
验证计算程序准确性,...
详细信息
自然循环是
核动力
系统
一种特殊运行工况,此时蒸汽发生器内倒U型管束会发生反流现象,从而影响一二次侧换热功率与运行稳定性。本
研究
开发
核动力
装置蒸汽发生器内一次侧流量分配计算程序,以芬兰PACTEL压水
反应堆
实验
验证计算程序准确性,并讨论了回路质量流量、管高及一次侧入口温度对倒U型管束蒸汽发生器流量分配的影响。结果表明,倒U型管束的管高越低、一次侧入口温度越低会导致出现反流的临界压降和临界流速越小;相较于倒U型管高度的变化,蒸汽发生器一次侧入口温度的变化更加显著地影响倒U型管束的流量分配;增加循环质量流量可抑制反流现象,随着回路质量流量增加至某一阈值时,倒U型管束反流将不再出现。
关键词:
蒸汽发生器
自然循环
反流
倒U型
流量分配
来源:
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铁铬铝骤冷过程最小膜态沸腾温度
实验
研究
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引用
核动力
工程
2024年 第4期45卷 267-273页
作者:
王泽锋
邓坚
邱志方
陈曦
王啸宇
陈建达
熊进标
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
上海交通大学机械与动力工程学院
上海200240
铁铬铝(FeCrAl)作为事故容错燃料(ATF)包壳的主要候选材料,能够抑制
反应堆
在严重事故下产氢释能的风险,提高
反应堆
的事故耐受能力。本文基于可视化方法
研究
了FeCrAl和Zr-4在骤冷过程中的沸腾传热行为。通过一维导热反问题求解计算FeCrA...
详细信息
铁铬铝(FeCrAl)作为事故容错燃料(ATF)包壳的主要候选材料,能够抑制
反应堆
在严重事故下产氢释能的风险,提高
反应堆
的事故耐受能力。本文基于可视化方法
研究
了FeCrAl和Zr-4在骤冷过程中的沸腾传热行为。通过一维导热反问题求解计算FeCrAl的表面热流密度和温度,分析了表面氧化、固体热物性对铁铬铝骤冷行为的影响。
研究
结果表明随着过冷度的增大,骤冷时间减小,最小膜态沸腾温度增大;随着固体热物性(ρcp)w的增大,骤冷时间增大,最小膜态沸腾温度减小。由于铁铬铝优异的高温抗氧化性,其骤冷过程的沸腾传热行为受表面氧化的影响可忽略不计。
关键词:
事故容错燃料(ATF)
固体热物性
骤冷行为
最小膜态沸腾温度
来源:
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面向下一代核电DCS通信
系统
的抗噪声编码
研究
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引用
核动力
工程
2024年 第4期45卷 274-279页
作者:
单巍伟
任洁
彭伟伦
曾辉
李思兴
肖安洪
冯晋涛
邓宇豪
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
中核核电运行管理有限公司
浙江嘉兴314300
在核电厂无线线路改造或下一代分布式控制
系统
(DCS)
设计
时引入无线信号的过程中,需通过纠错码提升无线通信质量。本文针对已编码无线信号核电厂仪控设备周边环境的通信性能进行
研究
,首先阐述了核电厂无线通信信号面临的问题,其次建立了...
详细信息
在核电厂无线线路改造或下一代分布式控制
系统
(DCS)
设计
时引入无线信号的过程中,需通过纠错码提升无线通信质量。本文针对已编码无线信号核电厂仪控设备周边环境的通信性能进行
研究
,首先阐述了核电厂无线通信信号面临的问题,其次建立了仪控设备周边通信信道模型,并通过蒙特卡洛仿真的方法分析5G增强移动带宽(5GeMMB)场景下低密度奇偶校验码(LDPC)编码的性能,最后通过设备研制与现场
实验
进一步验证仿真分析结果。
研究
结果表明,5GeMMB场景下LDPC编码在DCS无线通信环境中的适用性不足,需进一步改进通信
设计
以提升无线通信在核电厂仪控设备的可用程度。本
研究
可为核电厂生产
系统
引入无线信号提供一定的
设计
参考。
关键词:
5G
分布式控制
系统
(DCS)
低密度奇偶校验码(LDPC)
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