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检索条件"机构=中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室"
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含掉块缺陷燃料棒的热力性能模拟研究
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核动力工程 2017年 第6期38卷 36-41页
作者: 唐昌兵 陈平 周毅 陈亮 李伟 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 成都610213
燃料棒制造过程中会不可避免地产生芯块掉块(MPS)缺陷,该缺陷有可能导致运行过程中燃料包壳局部应力超过受力限值,产生包壳失效。本研究借助ABAQUS软件,通过编写相应的用户自定义子程序,将燃料棒相关的辐照效应、热效应、间隙热传导模... 详细信息
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基于B&W临界实验基准题的先进中子学组件程序KYLIN V2.0的验证与确认
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核动力工程 2021年 第S02期42卷 113-118页
作者: 赵晨 彭星杰 张斌 柴晓明 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
KYLIN V2.0是中国核动力研究设计自主研发的先进中子学组件程序,程序分别采用子群共振方法、特征线方法、切比雪夫有理近似方法进行共振、输运、燃耗计算,从而提供多群截面库。本文采用B&W临界实验基准题对于KYLIN V2.0程序进行... 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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裂纹梁非线性响应分析
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核动力工程 2013年 第6期34卷 43-47,51页
作者: 蔡逢春 张毅雄 王明利 龚君勇 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
基于Lagrange方程建立含裂纹两端铰支空心梁在简谐激励作用下的运动方程。运动方程考虑了几何非线性以及裂纹的张开闭合状态的交替变化。采用数值算法研究含裂纹空心梁在简谐激励作用下的超谐共振、次谐共振,所得结论与已有文献的结论... 详细信息
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燃料组件由AFA 2G改为AFA 3G对反应堆内构件地震响应的影响
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核动力工程 2013年 第5期34卷 25-29页
作者: 刘文进 曾忠秀 叶献辉 吴万军 中国核动力研究设计院核反应堆设计技术重点实验室 成都610041
建立燃料组件为AFA 2G和AFA 3G两种芯结构的反应堆非线性地震分析模型,采用ANAYS软件进行地震情况下的非线性时程动力分析研究,并对分析结果进行对比。结果表明:燃料组件由AFA 2G变为AFA 3G不用对反应堆内构件进行重新分析评定,只... 详细信息
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封闭三通旁支管水介质下漩涡脱落试验研究
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核动力工程 2021年 第S02期42卷 70-76页
作者: 刘帅 江小州 冯志鹏 黄旋 张锐 张毅雄 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
通过对封闭三通旁支管水介质下漩涡脱落现象进行研究,根据其三通管道漩涡脱落产生机理,建立了封闭三通旁支管试验装置进行机理验证。采用粒子图像测速(PIV)试验手段,获取不同流动工况下封闭三通旁支管三通位置处截面流线、速度等,分析... 详细信息
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我国核动力水面舰船核事故应急状态诊断需求分析
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核动力工程 2021年 第4期42卷 151-158页
作者: 于红 程诗思 李兰 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
应急状态分级可以较合理地界定核事故所致各种紧急情况的应急响应需求,从而为执行充分但又不过度的应急处置争取更多的时间。本文通过对能够代表我国目前应急状态分级技术整体水平的秦山第二核电厂1&2号机组的一整套分级矩阵的改进... 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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气冷进水事故分析
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核动力工程 2024年 第2期45卷 241-247页
作者: 马誉高 曹忠彬 王金雨 邓坚 鲍辉 丁书华 程坤 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 成都610213
气冷受工作环境或运行状态影响,可能发生其所特有且造成严重事故后果的进水事故。针对美国气冷S4设计方案,模拟分析在正常运行工况下冷凝器部分传热管破裂导致的进水事故,研究事故造成的正反应性引入、回路超压等事故后果。利用... 详细信息
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数字反应堆发展与挑战
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核动力工程 2020年 第4期41卷 1-7页
作者: 余红星 李文杰 柴晓明 李松蔚 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
数字反应堆是针对反应堆系统开展综合性能数值模拟的集成平台。本文回顾了反应堆数值模拟技术的发展历程,并阐述了构成数字反应堆的3个技术要素:目标场景、先进模型与多物理场耦合技术、集成环境。尽管目前数字反应堆发展还面临若干技... 详细信息
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