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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"
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弥散颗粒系统双重非均匀性物理边界研究
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核动力工程 2021年 第S02期42卷 82-88页
作者: 娄磊 柴晓明 姚栋 李满仓 陈亮 刘晓黎 张宏博 李司南 唐霄 周楠 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
弥散颗粒系统由于双重非均匀性而无法用传统中子学计算程序描述,直接采用体积均匀化方法处理会带来反应性计算偏差。本文通过分析弥散颗粒燃料及不同类型弥散颗粒可燃毒物的体积均匀化反应性计算偏差及其与光学长度的关系,提出将计算偏... 详细信息
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单棒垂直方形通道临界热流密度实验研究
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核动力工程 2022年 第1期43卷 42-47页
作者: 刘伟 郭俊良 张丹 桂淼 胡迎 刘扬 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
采用R134a作为流体工质,对单棒垂直方形通道临界热流密度(CHF)进行了实验研究。流道横截面为19 mm×19 mm的方形通道,内置外径为9.5 mm的单根加热棒,用来模拟压水中典型栅元通道。实验工况通过流体模化方法覆盖了压水典型运行... 详细信息
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双重非均匀系统环形RPT计算方法研究
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核动力工程 2021年 第2期42卷 43-49页
作者: 娄磊 彭星杰 柴晓明 姚栋 李满仓 于颖锐 王连杰 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
弥散燃料与弥散可燃毒物由于具有双重非均匀性,采用传统体积均匀化方法(VHM)会带来较大的计算偏差。反应性等效物理转换(RPT)方法被应用于含弥散燃料的双重非均匀系统,具有方法简单且计算精度较高的特点。本文首先对传统RPT方法和改进RP... 详细信息
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核级设备危险频率下的电接触摩擦磨损试验与模拟研究
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摩擦学学报(中英文) 2025年 第2期45卷 276-287页
作者: 王东伟 丁昊昊 蒋维 赵阳 李发强 汪凡雨 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 四川成都610213 西南交通大学机械工程学院 四川成都610031
针对核安全级DCS(Distributed Control System)设备在其服役过程中存在的电接触磨损问题,本研究中首先对安全级DCS设备进行扫频试验,在得到设备的危险频率后,搭建电接触摩擦磨损试验台,并进行一系列摩擦学试验.结合电—热—机顺序耦合... 详细信息
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压水核电厂运行瞬态自动分类算法研究
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原子能科学技术 2023年 第11期57卷 2201-2209页
作者: 白晓明 于新洋 曹国畅 李政 曹洪胜 崔怀明 艾红雷 熊夫睿 姜赫 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 四川成都610213 中核核电运行管理有限公司 浙江海盐314300
瞬态统计与核电厂运行状态监测和延寿许可申请密切相关,是核电厂中的一项重要工作。瞬态分类是将运行瞬态归为设计瞬态的过程,是瞬态统计工作中的关键环节。目前国内外已有的自动分类算法存在识别正确率低、训练数据多的问题,因此大部... 详细信息
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基于PSA的压水LBLOCA不确定性分析
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核动力工程 2022年 第5期43卷 188-194页
作者: 邓坚 熊青文 苟军利 刘余 鲍辉 沈丹红 周佳樾 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
为了结合确定论与概率论分析开展更加真实的核反应堆事故工况安全分析,提出了一种结合概率安全分析(PSA)和最佳估算加不确定性(BEPU)分析的方法,并以典型三环路压水冷管段双端断裂大破口失水事故(LBLOCA)的极限事故为对象,首先基于PS... 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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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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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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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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