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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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新风系统气流组织分析研究
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船舶物资与市场 2023年 第5期31卷 58-62页
作者: 夏军宝 李毅 赖建永 孙冠宇 郝承明 黎昭文 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 四川成都610213
对于地板辐射供冷/暖舱,通过气流组织模拟,对舱新风系统排风口的设置进行探讨。利用计算流体动力技术(CFD),对冬夏季舱温度分布和速度场开展数值模拟计算,并对其舱舒适性进行分析。得到结果如下:对于夏季工况来说,有排风口的... 详细信息
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小型压水功率神经网络预测控制研究
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核动力工程 2020年 第S02期41卷 50-53页
作者: 肖凯 黎婧 赵梦薇 蒲笑非 郑艳秋 青先国 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
考虑到反应堆芯非线性、时变性等特点以及外界扰动情况,传统经典控制方法难以实现全工况内反应堆功率的良好控制。因此,本研究提出了一种反应堆功率的神经网络预测控制方法。本文以国际革新安全反应堆(IRIS)为研究对象,建立芯非线... 详细信息
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反应堆系统主管道支承参数优化设计
反应堆系统主管道支承参数优化设计
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第十三届全国随机振动理论与应用学术会议暨第十一届全国随机动力学学术会议
作者: 李丽娟 刘贞谷 袁艳丽 吴亚波 李柄锦 邓力维 王新军 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
本文以反应堆系统主管道支承刚度参数为对象开展反应堆管路系统优化设计研究,研究了阻尼器参数对反应堆冷却剂系统力学性能的影响,并基于加权标准差目标函数对管路系统阻尼器参数进行优化,采用力传递率法对加权标准差法优化方案进行验... 详细信息
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浮式反应堆结构海洋环境载荷不确定性分析
浮式反应堆结构海洋环境载荷不确定性分析
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第十三届全国随机振动理论与应用学术会议暨第十一届全国随机动力学学术会议
作者: 李丽娟 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
浮式反应堆的安全性要求贯穿其设计、建造、作业、报废的全寿命周期之中。浮式反应堆在其40年设计寿期内不仅要受到海洋环境载荷的持续作用,其主要设备、结构(如压力容器、蒸汽发生器、主泵等)还同时受到各种工况载荷的持续作用。浮式... 详细信息
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流动不稳定性对沸腾临界触发机制的实验研究
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工程热物理学报 2020年 第4期41卷 966-975页
作者: 陆祺 周铃岚 沈才芬 刘伟 刘卢果 何航行 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610041 中国核动力研究设计院 成都610041
本文以Din=2.15 mm的带旁通小流道为对象,分别在不同液相质量流速以及不同入口水温条件下开展沸腾临界实验,结合汽泡动力学行为以及两相界面形态特征,探讨流动不稳定性对沸腾临界的触发机制。在本文工况范围内,在流动状态由稳定阶段转... 详细信息
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基于相角裕度的PID控制器自整定改进算法的研究
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核动力工程 2020年 第S02期41卷 108-113页
作者: 郑艳秋 张英 尤恺 赵梦薇 李羿良 陈冠宇 闫新龙 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 中国核动力研究设计院 成都610213
为实现电厂比例-积分-微分(PID)控制器参数的快速高效整定,深入分析继电特性法中基于相角裕度自整定方法(PM法)存在的问题,针对工程应用中最常见的一阶惯性加纯迟延对象,提出一种改进的PM法。改进算法提出了目标相角裕度的设计和被控对... 详细信息
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主螺栓断裂对压力容器密封性能、应力及疲劳的影响分析
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核动力工程 2020年 第5期41卷 70-73页
作者: 郑连纲 白晓明 石凯凯 杜娟 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
在理论分析和数值仿真技术基础上,研究并提出了一种主螺栓断裂对反应堆压力容器(RPV)密封性能、螺栓应力及疲劳的影响分析方法,采用该方法对主螺栓断裂影响进行了评价分析。结果表明,该方法适用于分析1根或多根主螺栓断裂情况对压力容... 详细信息
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蠕变-疲劳交互作用下P92钢的循环变形行为
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机械工程材料 2022年 第5期46卷 36-41页
作者: 张尚林 轩福贞 邱阳 谢国福 李国栋 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 华东理工大学机械与动力工程学院 上海200237
在625℃下对P92钢进行了蠕变-疲劳试验,分析了应变幅(0.4%~1.4%)和保载时间(30~300 s)对P92钢循环变形行为的影响,探讨了蠕变-疲劳交互作用下的微观机制,并与低周疲劳试验进行了对比。结果表明:蠕变-疲劳交互作用引起P92钢从非Masing特... 详细信息
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超临界水冷燃料组件及芯方案简化设计研究
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核动力工程 2020年 第4期41卷 45-49页
作者: 姚磊 夏榜样 卢迪 王连杰 李翔 王诗倩 李庆 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
为解决超临界水冷中子慢化不足的问题,采用在燃料组件中设置"水棒"或者加入固体慢化剂的设计方法,同时芯冷却剂采用多流程流动方案,导致燃料组件和芯结构复杂化,并向内引入较多强中子吸收结构材料。因而基于CSR1000... 详细信息
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基于XGBoost的高中子注量率区域内构件螺栓可靠性评估方法
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核动力工程 2022年 第5期43卷 154-162页
作者: 王文晖 万安平 邓朝俊 龚志鹏 张宏亮 叶洋涵 王鹏飞 刘璨贤 李乐章 浙大城市学院机电系 杭州310015 安徽理工大学机械工程学院 安徽淮南232001 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 浙江大学自贡创新中心 四川自贡643000
内构件螺栓长期处于高温高压以及高辐射环境,连接围板与成形板的螺栓存在辐照促应力腐蚀开裂(IASCC)现象。为提前预测螺栓在应力腐蚀环境下的剩余寿命,减少核电厂的备件库存,本文采用XGBoost预测内构件螺栓在高辐照环境下的剩余寿... 详细信息
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