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  • 506 篇 中文
检索条件"机构=中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术国家级重点实验室"
506 条 记 录,以下是61-70 订阅
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压水核电厂稳压器波动管热分层现象数值分析
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核动力工程 2009年 第4期30卷 91-95页
作者: 张力 赖建永 黄伟 李海颖 重庆大学机械传动国家级重点实验室 400030 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 成都610041
为分析评价压水核电厂稳压器波动管热分层现象对波动管结构完整性的影响,采用计算流体力学(CFD)分析方法,对稳压器波动管热分层现象进行了数值模拟。研究了波动管内的流体流动,得到了稳压器波动管的传热特性、流体流场和温度分布,分... 详细信息
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小型化低频电源插件热设计优化仿真分析
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核动力工程 2015年 第S2期36卷 78-81页
作者: 蔡晨 伍科 吕新知 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室 成都610041
某小型化低频电源插件发热严重,插件自带散热片不能有效传导热量。针对发现的问题,对插件中的绝缘栅双极型晶体管(IGBT)模块、电源模块、驱动模块等发热部件进行热仿真分析。然后优化插件内部器件布局,改进散热片模型,使插件内部元器件... 详细信息
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铀氢锆动力芯燃料管理程序包开发及验证
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核动力工程 2007年 第3期28卷 68-71,112页
作者: 王连杰 姚栋 陈炳德 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室 成都610041
介绍了基于轻水燃料组件参数计算程序和芯燃料管理程序开发的铀氢锆动力芯燃料管理程序包。采用西安脉冲的实测数据和国外相关研究设计参数对其进行了验证分析。结果表明:本程序包计算值与西安脉冲的实测数据及国外设计参... 详细信息
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铀氢锆动力燃料元件瞬发负温度系数分析
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核动力工程 2008年 第5期29卷 25-28页
作者: 王连杰 姚栋 陈炳德 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室 成都610041
分别计算了铀质量比、燃料棒半径、燃料温度、氢含量及毒物添加等对铀氢锆燃料元件瞬发负温度系数的影响,并对结果进行了分析。研究表明:随着铀质量比的增加,铀氢锆燃料芯的瞬发负温度系数的绝对值显著减小;添加毒物铒将大大增加铀氢... 详细信息
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瞬态中子输运计算程序的研制
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核动力工程 2006年 第3期27卷 11-15,31页
作者: 吴宏春 刘启伟 姚栋 西安交通大学 710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 成都610041
开发编制了基于输运理论的瞬态中子动力学程序DOT4-T。该程序是在二维稳态离散纵标程序DOT4.2基础上开发的,对瞬态中子输运方程中的时间变量直接应用无条件稳定的隐式离散格式。为验证该程序的正确性,对一些一维和二维瞬态基准问题进行... 详细信息
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垂直上升横掠水平管束的两相流空泡份额模型研究
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核动力工程 2013年 第3期34卷 67-70页
作者: 姜乃斌 臧峰刚 张毅雄 关晖 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 国家能源压水反应堆研发(实验)中心 成都610041
与管内两相流空泡份额模型相比,垂直上升横掠水平管束的两相流空泡份额研究成果相对有限。利用垂直上升的气-水两相流横掠水平管束的实验数据,对现有的空泡份额计算模型进行对比分析,并对2种现有模型的拟合公式进行修正。采用其他实验... 详细信息
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CNP1500芯燃料管理设计
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核动力工程 2006年 第4期27卷 1-4页
作者: 李冬生 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室 成都610041
CNP1500是一个轻水慢化和冷却的四环路压水核电站。反应堆芯由205个AFA-3GXL燃料组件组成;芯冷态活性段高度为426.7cm;等效直径为347.0cm。反应堆热功率输出为4250MW,平均线功率密度为179.5W/cm。计算结果表明,平衡循环芯... 详细信息
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发生落棒事故时的PCI研究
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核动力工程 2006年 第5期27卷 65-69页
作者: 刘彤 张林 沈才芬 肖忠 吕华权 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室 成都610041
反应堆发生落棒事故时,燃料芯块与包壳的相互作用瞬间增强,易造成燃料棒破损,从而影响核电站的正常运行。本文介绍了反应堆II类瞬态下燃料棒芯块与包壳相互作用的机理和定量分析方法,并针对大亚湾核电站18个月换料的燃料管理方案进行... 详细信息
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不锈钢包壳管蠕变坍塌临界时间计算
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核动力工程 2004年 第6期25卷 514-516页
作者: 田盛 肖忠 雷涛 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室 成都610041
压水燃料相关组件棒在内使用寿期中,不得发生蠕变坍塌以保证包壳结构完整性。这些棒通常使用不锈钢包壳。运用假想夹层分析理论,导出了一个较为简便的不锈钢包壳在通常工作环境下蠕变坍塌临界时间的计算公式。
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压水结构设计中应注意的问题
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核动力工程 2007年 第5期28卷 1-4,9页
作者: 段远刚 许川 唐传宝 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室 成都610041
根据工程经验,在压水结构设计中,应对反应堆的结构布置、功能要求、接口控制、热工水力特性、驱动线性能、结构完整性以及内构件的功能准则和结构对燃料组件的影响等方面进行综合评价,以确保反应堆的顺利装配,实现反应堆的功能并... 详细信息
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