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语言

  • 490 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重点实验室/中国核动力研究设计院"
490 条 记 录,以下是11-20 订阅
ACP100S浮动核电站碰撞冲击响应研究
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核动力工程 2023年 第5期44卷 95-103页
作者: 王东辉 李庆 张晏铭 曾庆娜 董磊磊 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 国家能源海洋核动力平台技术研发(实验)中心 成都610213 大连理工大学船舶工程学院 辽宁大连116024
船舶撞击是浮动核电站核动力装置设计中的重要外部事件,对其安全性存在重大影响。本文基于核动力商船的碰撞设计研究历史,建立了适用于船舶碰撞分析的数值模拟方法并与已有试验结果进行了对比验证,利用本方法对不同场景下补给船撞击ACP1... 详细信息
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^(90)Sr同位素温差电源结构设计与性能分析
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核动力工程 2023年 第3期44卷 104-111页
作者: 杜广瀚 李玉鹏 李根 郭锐 刘桂秀 王进仕 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室 西安710049 华南理工大学电力学院 广州510641 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
研究设计了^(90)Sr同位素温差电源物理模型,主要包括热源、热电转换模块以及散热模块。在此基础上利用COMSOL软件对同位素电源进行有限元分析,得到了同位素电源的温度分布、电压以及功率输出特性。同时研究了热源功率衰减下的同位素... 详细信息
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锆合金包壳在微动磨蚀环境下的界面损伤行为
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中国表面工程 2022年 第4期35卷 41-49页
作者: 焦拥军 李正阳 蒲曾坪 任全耀 郑美银 巫英伟 秋穗正 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室 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
锆合金燃料棒包壳在反应堆内会由于流致振动与定位格架发生微动磨蚀,现有研究并未考虑高温水环境下燃料棒包壳与格架之间的腐蚀加速磨损现象。通过微动磨损试验设备结合电化学工作站,研究不同外加电位(-0.8 V、-0.4 V、0 V、0.4 V和0.8V... 详细信息
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非线性能量阱的曲梁设计研究
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振动与冲击 2024年 第22期43卷 53-61页
作者: 郑智伟 黄修长 华宏星 袁志豪 杨咏 上海交通大学机械系统与振动全国重点实验室 上海200240 上海船舶设备研究所船舶与海洋工程特种装备和动力系统国家工程研究中心 上海200031 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
非线性能量阱(nonlinear energy sink,NES)在减振和能量采集领域具有重要价值。尽管立方刚度NES及含立方刚度的双稳态NES已受广泛研究,但精确实现指定立方刚度的方法鲜有讨论。为此针对基于欧拉曲梁实现的NES开展研究,通过减小曲梁回复... 详细信息
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棒位探测器电源系统比例复数积分控制策略研究
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核动力工程 2022年 第6期43卷 162-167页
作者: 高龙将 徐奇伟 于天达 唐健凯 罗凌雁 李晴朝 黄思语 重庆大学输配电装备及系统安全与新技术国家重点实验室 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
单相逆变器在核电厂棒位检测系统中工作于电压源模式,其负载棒位探测器通常等效为阻感性负载,而阻感性负载连接至逆变器输出端不能稳定地输出正弦电压。为此,本文针对单相逆变器棒位探测器电源系统提出了一种比例复数积分(PCI)控制策略... 详细信息
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考虑磁饱和的反应堆控制棒驱动机构混合等效磁网络模型分析
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核动力工程 2023年 第S02期44卷 146-152页
作者: 杨云 徐奇伟 赵一舟 付国忠 唐健凯 重庆大学输配电装备及新技术国家重点实验室 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
作为核反应堆中调节中子反应速率的执行机构,控制棒驱动机构(CRDM)的安全性和可靠性至关重要。本文提出了一种能快速、准确计算CRDM动态电磁特性的混合等效磁网络(MEMN)模型。该模型将等效磁路(EMC)法与磁阻网格(RN)法相结合,以平衡运... 详细信息
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磁流变液响应时间检测方法及装置研究
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仪器仪表学报 2023年 第11期44卷 290-299页
作者: 李佩 卢川 尹剑飞 周威 谢磊 重庆大学光电技术及系统教育部重点实验室 重庆400044 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 成都610213 国防科技大学装备综合保障技术国家级重点实验室 长沙410073
磁流变液的响应时间是一个关键指标,关系到磁流变智能执行器的实时可控性能。然而,MRF的动态响应面临从电流、磁场强度及剪切应力等多参数耦合中解耦的难题。本文提出基于偏置正弦激励电流的相位检测法,通过施加偏置正弦电流激励正弦磁... 详细信息
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904L超级奥氏体不锈钢在模拟核电一回路环境中的腐蚀行为研究
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中国腐蚀与防护学报 2024年 第3期44卷 716-724页
作者: 李禅 王庆田 杨承刚 张宪伟 韩冬傲 刘雨薇 刘智勇 生态环境部核与辐射安全中心 北京100082 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 北京科技大学国家材料腐蚀与防护科学数据中心 北京100083
采用动电位极化曲线、电化学阻抗谱(EIS)以及U形弯浸泡实验,研究了原始、敏化和固溶等3种微观组织状态下904L超级奥氏体不锈钢在模拟核电一回路环境中的电化学和应力腐蚀开裂(SCC)行为及机理。结果表明:904L不锈钢在模拟核电一回路中的... 详细信息
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基于SALOME的蒙卡计算模型CAD反转可视化
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强激光与粒子束 2023年 第3期35卷 164-170页
作者: 匡蓝珺 于涛 张华健 孙爱扣 陈珍平 谭波 甘斌 陈富财 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国家重点实验室 成都610213 湖南省数字化反应堆工程技术中心 湖南衡阳421001
基于开源SALOME平台,采用以体代面思想和栅元层次多叉树方法,开展蒙卡计算模型CAD反向转换及三维可视化研究。基于本文方法开发了CAD反转可视化程序模块SALOME-MC,模块可实现蒙卡计算模型几何建模、材料建模和三维可视化等功能。选取三... 详细信息
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HDR实验压力容器-水平管道系统热分层的大涡模拟
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应用力学学报 2024年
作者: 高启丹 程钱 余晓菲 周进雄 西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动国家重点实验室 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
热分层现象是导致压水反应堆(PWR)管道系统热疲劳失效的主要原因之一。旨在研究反应堆结构中热分层现象引起的管道结构瞬态热分布特征,确定热疲劳敏感点。本研究参考HDR (Heiss Dampf Reaktor) 管道热分层实验,建立了含反应堆压力容器... 详细信息
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