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机构

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作者

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语言

  • 545 篇 中文
检索条件"机构=中国核动力研究设计院核反应堆系统工程设计技术重点实验室"
545 条 记 录,以下是271-280 订阅
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基于Johnson-Cook本构模型的压紧板弹簧刚度特性研究
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核动力工程 2022年 第4期43卷 91-98页
作者: 杨泞瑞 吴兴文 梁树林 秦勉 朱发文 王浩煜 刘孟龙 西南交通大学牵引动力国家重点实验室 成都610031 西南交通大学机械工程学院 成都610031 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
燃料组件压紧板弹簧的刚度设计对其安全服役起着至关重要的作用。通过引入INCONEL 718合金的Johnson-Cook非线性本构关系,拟合了不同中子辐照剂量下INCONEL 718合金的Johnson-Cook非线性本构模型;建立了压紧板弹簧系统的有限元模型,开... 详细信息
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竖直环管内低压水过冷沸腾数值模拟研究
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核动力工程 2014年 第1期35卷 46-51页
作者: 李松蔚 张虹 姜胜耀 俞冀阳 清华大学工程物理系 北京100084 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 清华大学核能与新能源技术研究院 北京100084
通过在计算流体力学软件(CFX)中添加用户程序实现对低压环管内水过冷沸腾的数值模拟。针对Lee等的过冷沸腾实验工况,利用Unal气泡脱离直径模型修正后的Tolubinsky关系式作为汽泡脱离直径关系式,采用Anglart关系式作为汽泡平均直径关系... 详细信息
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铅铋气溶胶动力实验平台研制与初步参数测量
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核动力工程 2024年 第1期45卷 178-185页
作者: 王雨晴 邓理邻 倪木一 武杰伟 谭怡 景福庭 夏明明 田超 中山大学中法核工程与技术学院 广东珠海519080 深圳综合粒子设施研究院 广东深圳518107 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
铅铋快的一回路冷却剂液态铅铋合金(LBE)受中子辐照会产生放射性核素^(210)Po,^(210)Po具有一定挥发性,有必要深入研究^(210)Po的迁移扩散行为。气溶胶是易挥发放射性核素释放的主要载体,本文基于国内外关于反应堆气溶胶实验平台的设... 详细信息
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空气布雷顿循环系统不同构型参数分析及优化
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中国电机工程学报 2023年 第21期43卷 8344-8355页
作者: 唐鑫 钱奕然 陈伟雄 方华伟 易经纬 严俊杰 动力工程多相流国家重点实验室(西安交通大学) 陕西省西安市710049 核反应堆系统设计技术重点实验室(中国核动力研究设计院) 四川省成都市610041
空气布雷顿循环技术成熟度高,环境适应性强,应用于可移动微小型可电源能量转换系统有待进一步选型设计。该文通过建立闭式空气布雷顿循环系统模型,探究不同循环构型关键参数对系统性能影响规律,并分别以最大循环效率和最大功率密度为目... 详细信息
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弯头地震非线性响应及抗震设计规范保守性研究
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原子能科学技术 2017年 第1期51卷 145-149页
作者: 梁艳仙 蔡逢春 成都航空职业技术学院建筑工程系 四川成都610021 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610041
通过对比研究1995版和2002版的ASME规范中管道抗震评价部分的相关内容,深入探讨了ASME规范在降低其保守性所做的努力。定义规范保守性因子,以便定量研究规范保守性,同时开展弯头在地震载荷作用下的线性与非线性响应研究,深入探讨了材料... 详细信息
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基于并行框架的KYLIN-Ⅱ程序输运模块并行开发
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核动力工程 2020年 第S01期41卷 18-21页
作者: 涂晓兰 刘东 王鑫 柴晓明 芦韡 冯竟超 安萍 马党伟 汤臣杭 刘盈 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 中核核能软件与数字化反应堆工程技术研究中心 成都610213 北京应用物理与计算数学研究所 北京100094
KYLIN-Ⅱ程序的输运计算模块采用了特征线(MOC)中子输运计算方法,其计算精度较高,但计算效率较低,因此需要对其进行并行优化,以提高计算效率。本文基于并行框架进行并行编程,重新设计了输运模块底层数据结构,将网格标通量、通量矩、粗... 详细信息
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基于灰色关联度的AP1000非能动余热排出系统参数敏感度分析
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核动力工程 2017年 第6期38卷 107-112页
作者: 齐实 周涛 李兵 李宇 江光明 余红星 华北电力大学核科学与工程学院 北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室 北京102206 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
采用RELAP5分析非能动先进压水(AP1000)丧失主给水事故下,非能动余热排出系统(PRHRS)行为。基于RELAP5结果,利用灰色关联度进行各影响因素重要度分析。结果表明对反应堆冷却剂出口最高温度和包壳最高温度影响最大的是反应堆初始功率,... 详细信息
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ACP100S浮动核电站碰撞冲击响应研究
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核动力工程 2023年 第5期44卷 95-103页
作者: 王东辉 李庆 张晏铭 曾庆娜 董磊磊 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 国家能源海洋核动力平台技术研发(实验)中心 成都610213 大连理工大学船舶工程学院 辽宁大连116024
船舶撞击是浮动核电站核动力装置设计中的重要外部事件,对其安全性存在重大影响。本文基于核动力商船的碰撞设计研究历史,建立了适用于船舶碰撞分析的数值模拟方法并与已有试验结果进行了对比验证,利用本方法对不同场景下补给船撞击ACP1... 详细信息
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碳纤维复合材料缠绕修复的压力管道断裂分析
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核动力工程 2011年 第2期32卷 48-52,115页
作者: 柳军 严波 卢岳川 孙英学 姜乃斌 常学平 重庆大学工程力学系 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610041 西南石油大学工程力学系 成都610500
采用耦合的有限元-无网格Galerkin数值算法,计算了碳纤维增强型复合材料缠绕修复的压力管道横向贯穿裂纹以及横向椭圆型表面裂纹前沿应力强度因子,据此分析了碳纤维增强型复合材料套袖长度对压力管道裂纹应力强度因子的影响。结果表明,... 详细信息
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U_(1-x)Th_(x)O_(2)混合燃料力学性能的分子动力学模拟
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物理学报 2021年 第12期70卷 52-61页
作者: 辛勇 包宏伟 孙志鹏 张吉斌 刘仕超 郭子萱 王浩煜 马飞 李垣明 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 西安交通大学材料科学与工程学院 金属材料强度国家重点实验室西安710049
在二氧化铀(UO2)燃料中掺杂钍(Th)是提高其热稳定性的有效手段.本文利用分子动力学模拟方法,系统研究了温度与掺杂浓度对U_(1-x)Th_(x)O_(2)混合燃料结构稳定性与力学特性的影响.研究发现,沿[001]晶向单轴拉伸可观察到混合燃料由初始面... 详细信息
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