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检索条件"机构=中国核动力研究设计院核反应堆系技术全国重点实验室"
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基于快芯中子学计算软件MOSASAUR的物理-热工耦合计算方法研究
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原子能科学技术 2025年 第3期59卷 656-665页
作者: 张斌 王连杰 娄磊 赵晨 中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室 先进核能技术全国重点实验室四川成都610041
为满足快芯稳态及瞬态分析计算,本文在铅冷快芯中子学计算程序MOSASAUR的基础上,开展了物理-热工耦合计算方法研究。MOSASAUR程序是基于确定论两步法计算策略,由截面生成、能谱修正、芯计算及不确定性分析4个模块组成。本文... 详细信息
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固态芯非对称热应力耦合试验研究
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核动力工程 2025年 第1期46卷 152-159页
作者: 王严培 唐昌兵 李权 李涛 李晨曦 秋博文 范航 李垣明 中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室 成都610213 西南交通大学 成都610031
非对称分布热应力耦合导致的燃料与基体相互作用是固态反应堆分析的关键问题,本研究采用数值模拟与试验相结合的方法,开发了分布式冷源和热源加载方式,对典型结构固态芯燃料元件开展了高温下热应力耦合模拟与试验研究研究结果表... 详细信息
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HPR1000核电厂反应堆保护统定期试验方案设计
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核动力工程 2025年
作者: 章雨 彭浩 胡清仁 周岱 中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室
通过梳理HAF102和GB/T5204中定期试验的设计要求,结合福建漳州核电厂1、2号机组华龙一号(HPR1000)型中反应堆保护统(RPR)的特点,采用全链路覆盖和试验分段交迭的思想,提出了一套完整的基于龙鳞平台(NASPIC)面向HPR1000型... 详细信息
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CF列燃料组件落棒性能试验研究
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核动力工程 2025年
作者: 田雪莲 张子扬 陈良斌 余庆林 蒋宇 郭思贝 聂常华 卓文彬 中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室
介绍了我国具有完全自主知识产权的CF列燃料组件的设计和改进特点,通过开展1∶1的冷态和热态外模拟试验获得了CF列燃料组件在不同工况下的落棒时间、落棒速度、落棒冲击力等性能参数,并对比了CF2与CF3燃料组件、CF2S与CF3S燃料... 详细信息
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基于MOPSO算法的自感式棒位探测器端部补偿多目标优化设计
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核动力工程 2025年 第1期46卷 238-246页
作者: 张艺璇 唐健凯 罗凌雁 吴昊 唐源 王益明 徐奇伟 重庆大学输变电装备技术全国重点实验室 重庆400044 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
自感式棒位探测器利用探测线圈电感随驱动杆位移的变化特性实现连续棒位测量,但实际探测线圈端部磁场的非均匀分布致使探测器端部的输出信号表现为非线性,降低了端部位置的测量精度。为此,本文提出一种在探测线圈两端绕制阶梯型补偿线... 详细信息
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基于流管模型的流动扰动数值表征及流弹失稳预测
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计算力学学报 2025年 第2期42卷 322-328页
作者: 冯志鹏 齐欢欢 蔡逢春 中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室 成都610213
为了提升流管模型的预测能力和适用范围,获得能定量表征其众多流动扰动参数的通用方法,通过理论推导建立经典流管模型的动力学方程,基于二维流固耦合模拟发展流动扰动参数辨识方法,研究流管的面积分布、速度分布、压力分布(均包括稳态... 详细信息
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基于数值方法的燃料组件格架热扩散特性研究
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核动力工程 2024年 第6期45卷 91-97页
作者: 陈曦 王啸宇 崔聪 邓坚 刘余 刘卢果 梁禹 彭欢欢 中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室 成都610213 生态环境部核与辐射安全中心 北京100082
作为芯热工设计中子通道分析程序的关键输入参数,热扩散数(TDC)一般通过单相热工试验获得,时间和经济代价较高。本文从湍流交混的机理和模型出发,深入阐述了TDC在子通道程序中的模拟方法,纠正了以往只能温度场计算获得TDC的问题,提... 详细信息
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控制棒驱动机构运行特性测试装置研制
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核动力工程 2025年 第1期46卷 273-278页
作者: 何晋宇 赵洋 邓锐 汪凡雨 张乃心 中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室 成都610213
为解决反应堆中控制棒驱动机构(CRDM)原有测试方法自动化程度低、测试设备功能单一等问题,以提高测试效率,本研究基于传统测试方法,以现场可编程门阵列(FPGA)为核心,结合上位机软件,设计研究了一套针对CRDM运行特性的自动化测试装置... 详细信息
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基于等效热网络法的控制棒驱动机构温升分析
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核动力工程 2024年 第5期45卷 199-205页
作者: 徐奇伟 刘升 罗凌雁 于天达 付国忠 杨云 赵一舟 重庆大学输变电装备技术全国重点实验室 重庆400044 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
核反应堆中的控制棒驱动机构(CRDM)长期运行在高温、高压、高辐射的恶劣环境中,为有效预防其因温度过高而造成损坏,需要对CRDM内部组件进行温度预测与估计,以提高核反应堆的安全性与可靠性。本文提出一种基于等效热网络法的温度估计方... 详细信息
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反应堆用新型自感式棒位探测器涡流效应分析
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核动力工程 2024年 第1期45卷 156-163页
作者: 张艺璇 徐奇伟 唐健凯 刘彦霆 黄思语 罗凌雁 重庆大学输变电装备技术全国重点实验室 重庆400044 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
目前编码式棒位探测器存在线圈数量多、结构复杂、测量精度粗略、可靠性差等诸多问题,严重阻碍了反应堆小型化的发展。本文提出一种新型自感式棒位探测器,采用四段等长度、A与B组线圈双匝并绕的探测结构,其中两组线圈相互独立,利用线圈... 详细信息
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