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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重点实验室"
2963 条 记 录,以下是91-100 订阅
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跨嵌入式平台的Modbus/TCP协议库函数实现
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核动力工程 2022年 第4期43卷 136-142页
作者: 程阳洁 秦帆 徐永红 何小鹏 代锴垒 李璐 郑晓 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
为了在不同的国产化中央处理器(CPU)上应用Modbus/TCP协议,需设计并实现跨平台协议库函数。根据Modbus应用协议规格说明书,在不依赖操作系统调用的前提下,对Modbus/TCP协议需支持的十大功能码进行跨平台库函数开发。库函数可被通讯应用... 详细信息
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基于相关向量机的反应堆功率测量电路故障预测研究
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核动力工程 2022年 第4期43卷 223-229页
作者: 闵渊 陈智 万波 杨诚 韩文兴 原艳南 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
为了提高核测量装置的保障性和维修性,本文以反应堆功率测量放大电路为对象,通过基于量子粒子群优化算法的多核相关向量机模型对电路的典型故障进行预测。从功率测量放大电路的脉冲响应信号中,用小波包分解方法提取特征信息,将计算所得... 详细信息
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低流量工况下燃料组件优化设计研究
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核动力工程 2022年 第1期43卷 22-27页
作者: 郑晓 罗涵禹 杜鹏 邱志方 田野 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
为了探索适用于模块式小(SMR)的燃料组件优化设计,本文针对截短型CF2燃料组件在SMR参数范围下的热工-水力性能开展分析研究,获得搅混格架的间距及布置形式对于燃料组件热工-水力性能的影响规律。研究结果表明:(1)低流量工况下,搅混格... 详细信息
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基于CORCA的带固定中子源芯求解与共轭计算的软件实现
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核动力工程 2022年 第5期43卷 238-244页
作者: 周楠 于颖锐 赵文博 廖鸿宽 卢迪 陈飞飞 刘佳艺 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
深度次临界状态下,传统源倍增法在核反应堆反应性测量上具有精度低的特点,为提高测量精度,本文对CORCA软件进行扩充,开发了具备固定源问题求解和带不连续因子中子价值求解功能的CORCAFIX软件,并采用对照程序和实数据对CORCA-FIX软件... 详细信息
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商用压水核燃料研发进展与应用展望
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核动力工程 2022年 第6期43卷 1-7页
作者: 焦拥军 于俊崇 周毅 李垣明 陈平 段振刚 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(PWR)是目前核电厂反应堆的主力型,而核燃料是反应堆的能量源泉和放射性裂变物质的主要来源,关乎核电厂的经济性和安全性。本文对当前国际上面向商用PWR应用研发的掺杂UO_(2)燃料、高铀密度燃料、微封装燃料和金属燃料的性能特... 详细信息
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SiC复合包壳热冲击行为分析
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核动力工程 2022年 第3期43卷 107-112页
作者: 刘仕超 庞华 周毅 李垣明 何梁 张坤 涂腾 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
为了解决SiC复合包壳热冲击行为模拟存在收敛性差、热冲击性能研究不足的问题,通过模拟冷却剂丧失事故(LOCA)下双层SiC复合包壳内应力状态,采用多物理场耦合的COMSOL软件对SiC复合包壳热冲击行为进行数值模拟,分析了厚度比例、热冲击温... 详细信息
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氧化铝纳米流体增强球形下封头IVR能力边际研究
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核动力工程 2022年 第1期43卷 156-162页
作者: 宋建 余红星 邓坚 向清安 何晓强 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
为评价氧化铝纳米流体相对于纯水工质对球形下封头熔融物滞留(IVR)能力边际的拓展程度,采用基于气泡力平衡的氧化铝纳米流体临界热流密度(CHF)机理模型和壁面热通量拆分CHF模型计算球形下封头外表面纳米流体CHF。利用熔融物内滞留分... 详细信息
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表面织构对滑动电接触界面摩擦学行为的影响
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表面技术 2024年 第9期53卷 137-147,179页
作者: 王东伟 李发强 黄起昌 赵阳 丁昊昊 中国核动力研究设计院设计研究所核反应堆系统设计技术重点实验室 成都610213 西南交通大学机械工程学院 成都610031
目的利用表面织构减摩抗磨的优良特性,将其应用于电接触摩擦表面,探讨它对滑动电接触界面摩擦磨损及电接触可靠性的影响。方法利用激光系统制备2种织构,即方坑型表面织构(SPT)和沟槽型表面织构(GT),并与光滑表面的载流摩擦学信号进行对... 详细信息
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基于刚柔耦合的改进型控制棒组件变形通道落棒行为分析
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核动力工程 2022年 第3期43卷 129-134页
作者: 岳题 郑乐乐 朱发文 王浩煜 袁攀 孙渝 邓霜 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
燃料组件在芯内经历长期辐照后易产生弯曲形变,影响控制棒的安全落棒,因此亟需研究变形通道下控制棒落棒行为影响机制。通过数值模拟手段对导向管发生弯曲变形后的落棒行为规律进行分析研究,利用刚柔耦合方法分别计算直型、C型、S型... 详细信息
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合金元素Sn,Nb对锆合金腐蚀氧化膜相稳定性影响的第一性原理研究
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物理学报 2024年 第15期73卷 162-171页
作者: 陈暾 崔节超 李敏 陈文 孙志鹏 付宝勤 侯氢 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成都610064 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610200
锆合金的水侧腐蚀是核燃料棒包壳材料设计的关键问题之一.包壳材料的耐腐蚀性能与锆合金氧化膜中t-ZrO_(2)含量和t-m相变密切相关.目前,Zr-Sn-Nb系合金是新型锆合金发展的主流方向.合金元素Sn,Nb在氧化膜中可呈现多种价态,显著影响ZrO_... 详细信息
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