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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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中子能谱测量中的解谱技术研究进展
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辐射防护 2022年 第4期42卷 265-279页
作者: 黄迁明 刘斌 陆婷 王波 唐松乾 吕焕文 应栋川 翟梓安 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
中子能谱解谱技术为中子能谱测量系统必要的组成部分,近几十年来国内外开展了大量研究。本文首先介绍了中子能谱常规解谱流程,包括解谱模型、响应函数、解谱误差等内容;接着详细介绍了国内外中子能谱测量技术研究现状以及中子能谱解谱... 详细信息
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基于动态贝叶斯网络的核能系统可靠性评估方法研究
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核动力工程 2023年 第S02期44卷 109-114页
作者: 魏文涛 李美福 朱大欢 钟明君 郭永晋 杜政瑀 蒋孝蔚 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 上海交通大学海洋智能装备与系统教育部重点实验室 上海200240
针对传统故障树分析法着眼于设计阶段对静态系统进行可靠性分析,无法分析系统运行时的动态时序问题,提出一种基于动态贝叶斯网络(DBN)的可靠性分析方法,该方法以动态故障树为桥梁,由故障树得到DBN模型。研究中选取典型压水主给水系统... 详细信息
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矩形通道边缘堵塞和中心堵塞事故实验研究
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核动力工程 2022年 第6期43卷 66-72页
作者: 袁东东 邓坚 谭思超 祝嘉鸿 李诚韡 乔守旭 哈尔滨工程大学核科学与技术学院 哈尔滨150001 黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室 哈尔滨150001 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
为获得矩形通道堵塞事故下流场的演化规律,本文利用粒子图像测速(PIV)技术,针对间隙为3 mm竖直窄矩形通道堵塞事故开展全流场可视化实验研究,对比分析70%阻塞率下边缘堵塞和中心堵塞工况流场结构的差异性。研究发现:边缘堵塞的流场结构... 详细信息
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燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研发与验证
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原子能科学技术 2021年 第11期55卷 2048-2053页
作者: 邢硕 张坤 陈平 周毅 尹春雨 冯晋涛 何梁 苗一非 惠永博 王璐 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
鉴于现有软件均缺乏CF3燃料组件N36锆合金包壳分析能力,开展了燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研发工作。基于N36锆合金的外试验数据和N36锆合金包壳燃料棒池边检查数据,研究了N36锆合金的物理性能、腐蚀行为和辐照生长行为,初步建立... 详细信息
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蒸汽夹带作用下高温颗粒表面拖曳力模型研究
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核动力工程 2022年 第6期43卷 61-65页
作者: 彭程 邓坚 上海电力大学能源与机械工程学院 上海200090 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
高温熔融物在冷却剂中的沉降过程关系到蒸汽爆炸的触发及后续过程的发展,影响严重事故缓解措施的设计与实施。基于高温颗粒表面蒸汽膜的夹带作用,通过理论建模与实验拟合的方法,构建了预测粗混合阶段颗粒在冷却剂中沉降过程的拖曳力系... 详细信息
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适用于核电厂BEPU的高效全局敏感性分析方法开发及应用
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原子能科学技术 2022年 第7期56卷 1321-1327页
作者: 熊青文 苟军利 杜鹏 邓坚 邱志方 黄涛 申亚欧 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 西安交通大学核科学与技术学院 陕西西安710049
最佳估算加不确定性(BEPU)分析是IAEA推荐用于核电厂事故安全分析的方法,该方法中一个关键步骤为评估输入参数对目标输出的影响大小,即定量敏感性分析。传统BEPU分析中常使用基于线性或单调假设的局部敏感性分析方法,其难以适用于复杂... 详细信息
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基于ARIMA和LSTM组合模型的核电厂主泵状态预测
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核动力工程 2022年 第2期43卷 246-253页
作者: 朱少民 夏虹 吕新知 卢川 张汲宇 王志超 尹文哲 核安全与先进核能技术工信部重点实验室 哈尔滨150001 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 哈尔滨150001 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
为了对核电厂主泵的运行过程进行监测和追踪,进而提高主泵的预警能力,提出了基于差分自回归移动平均(ARIMA)和长短期记忆(LSTM)神经网络组合模型的主泵状态预测方法,并用该方法对某核电厂主泵止推轴承温度和可控泄漏流量进行单步和多步... 详细信息
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融合PRA和可靠性分析的海洋核动力风险评价
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船舶工程 2024年 第S01期46卷 404-409,415页
作者: 钟明君 张丹 郭永晋 邓坚 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 上海交通大学海洋智能装备与系统教育部重点实验室 上海200240
为适应海洋核动力系统故障后动态演化、系统多态、后果多样等特点,提出了一套融合概率风险评价(PRA)方法与可靠性分析的海洋核动力系统风险评价方法。通过区分操纵员可干预故障和不可干预故障,分别构建PRA风险模型和可靠性模型评估... 详细信息
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典型压水小破口LOCA参数重要度排序表开发
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原子能科学技术 2022年 第6期56卷 1188-1195页
作者: 熊青文 黄涛 苟军利 杜鹏 邓坚 袁鹏 周佳樾 胡文桢 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 西安交通大学核科学与技术学院 陕西西安710049
现象识别排序表(PIRT)是反应堆热工水力分析的重要依据,传统PIRT的建立依赖于专家经验,因此缺乏专家经验时难以开展参数的识别工作。本文开展在缺乏专家经验时确定各输入参数重要度排序的研究,选定的工况为典型三回路压水(PWR)小破口... 详细信息
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核电厂低压配电系统对于安全级DCS运用的分析
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电气技术与经济 2024年 第10期 100-102,106页
作者: 张斯帝 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
结合国标、行标对国内安全级DCS的低压配电安全进行理论分析,综合考虑对设备安全、人员安全、设备功能性影响。结果表明,为适应安全级DCS的运用,低压配电增设IT网络为安全级DCS供电的方案在安全级DCS供电回路中不设置漏电保护电器时要优... 详细信息
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