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  • 503 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设计国家级重点实验室"
503 条 记 录,以下是191-200 订阅
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考虑磁饱和的反应堆控制棒驱动机构混合等效磁网络模型分析
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核动力工程 2023年 第S02期44卷 146-152页
作者: 杨云 徐奇伟 赵一舟 付国忠 唐健凯 重庆大学输配电装备及新技术国家重点实验室 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
作为核反应堆中调节中子反应速率的执行机构,控制棒驱动机构(CRDM)的安全性和可靠性至关重要。本文提出了一种能快速、准确计算CRDM动态电磁特性的混合等效磁网络(MEMN)模型。该模型将等效磁路(EMC)法与磁阻网格(RN)法相结合,以平衡运... 详细信息
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ACP100集成式顶结构可压缩气体对流传热数值模拟
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核技术 2016年 第10期39卷 64-70页
作者: 何培峰 许斌 罗英 余豪 马梓淇 孙善文 周进雄 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610200 西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动国家重点实验室 西安710049
反应堆集成式顶结构的功能之一是通过冷却气体的对流传热为控制棒驱动机构提供冷却。针对ACP100反应堆集成式顶结构建立完整的模型并划分流场网格,基于ANSYS/CFX软件分别对可压缩气体和不可压缩气体进行计算,并严格对比分析了其结果... 详细信息
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基于支持向量机的离心泵初生空化监测
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排灌机械工程学报 2021年 第9期39卷 884-889页
作者: 叶韬 司乔瑞 申纯浩 杨松 袁寿其 江苏大学国家水泵及系统工程技术研究中心 江苏镇江212013 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
为利用机器学习的方法对离心泵运行状态进行监测,于离心泵发生空化故障前对离心泵初生空化状态做出判断,从而为离心泵运行状态在线监测提供一定的技术参考.针对基于支持向量机(SVM)的离心泵初生空化监测进行研究,采集离心泵运行振动信号... 详细信息
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模块式小型反应堆压力容器内支承环和筒体焊接残余应力数值计算
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电焊机 2019年 第7期49卷 1-6页
作者: 邱阳 罗英 杨敏 陈海波 邱天 杨立才 王昫心 郑浩 吴昊 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计国家级重点实验室
通过有限元数值模拟研究300mm厚模块式小型反应堆压力容器(RPV)内支承环和筒体焊接模拟件的残余应力分布,并采用小孔法测试验证计算结果。结果表明,模拟件焊缝区域径向应力沿厚度呈自平衡分布,上下表面区域径向应力为拉伸应力,内部为... 详细信息
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非线性能量阱的曲梁设计研究
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振动与冲击 2024年 第22期43卷 53-61页
作者: 郑智伟 黄修长 华宏星 袁志豪 杨咏 上海交通大学机械系统与振动全国重点实验室 上海200240 上海船舶设备研究所船舶与海洋工程特种装备和动力系统国家工程研究中心 上海200031 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
非线性能量阱(nonlinear energy sink,NES)在减振和能量采集领域具有重要价值。尽管立方刚度NES及含立方刚度的双稳态NES已受广泛研究,但精确实现指定立方刚度的方法鲜有讨论。为此针对基于欧拉曲梁实现的NES开展研究,通过减小曲梁回复... 详细信息
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基于HyperMesh的反应堆顶结构高质量计算流体力学网格生成
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应用力学学报 2017年 第2期34卷 281-286页
作者: 何培峰 许斌 罗英 马梓淇 余豪 孙善文 周进雄 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610200 西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动国家重点实验室 西安710049
高质量网格生成是计算流体力学最费时的工作之一,也是影响CFD计算收敛性和计算精度的最重要因素之一。HyperMesh是进行高精度数值模拟所需的功能强大的CAE前处理器。基于HyperMesh详细介绍了反应堆顶结构高质量六面体网格生成方法,将... 详细信息
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辐照变形条件下板型燃料组件内热工水力特性研究
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核动力工程 2019年 第S02期40卷 39-44页
作者: 伍振兴 李垣明 巫英伟 郑美银 袁攀 秋穗正 苏光辉 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室 西安710049 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
考虑流体与燃料组件辐照变形行为之间的相互作用,即双向流固耦合可以使辐照变形计算结果更加符合实际和更为准确,本研究基于Fluent-MpCCI-Abaqus流固耦合技术,实现了对板型燃料组件和冷却剂三维精细流固耦合的模拟,并采用Fluent共轭传... 详细信息
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国产Inconel690高温合金温与高温循环变形行为
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机械工程材料 2017年 第12期41卷 69-74,79页
作者: 张丽屏 田俊 傅孝龙 阚前华 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 成都610213 西南交通大学力学与工程学院 成都610031
对国产核电用Inconel690高温合金在25,200,350℃进行了应变和应力循环加载下的单轴和多轴疲劳试验,分析了其循环应力-应变响应及循环塑性变形特性。结果表明:在试验温度下,无论是单轴还是多轴加载,Inconel690高温合金均主要表现出循环... 详细信息
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FCM燃料压水弥散可燃毒物中子学分析
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原子能科学技术 2019年 第7期53卷 1188-1194页
作者: 李满仓 刘仕倡 秦冬 于颖锐 王侃 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 四川成都610213 华北电力大学核科学与工程学院 北京102206 清华大学工程物理系 北京100084
为将全陶瓷微胶囊封装(FCM)燃料应用于小型压水,对FCM燃料组件开展了可燃毒物中子学设计与分析。通过寿期初引入负反应性、寿期内消耗速率和寿期末残留3个方面,对弥散在SiC基体中的弥散型可燃毒物Gd2O3、Er2O3、Sm2O3、Eu2O3、Dy2O3及... 详细信息
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CFD-半解析模型混合的管束结构流弹失稳预测方法
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应用数学和力学 2021年 第3期42卷 248-255页
作者: 赵燮霖 冯志鹏 蔡逢春 叶献辉 周进雄 西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动国家重点实验室 西安710049 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610200
横向流作用下管束结构传统流弹失稳模型的建立或多或少需要获取实验流体力参数作为输入条件.因此非常需要开发一种不依赖实验数据的管束结构流弹失稳模型.该文提出了一种改进的CFD仿真与半解析方法混合的管束结构流弹失稳预测方法.采用... 详细信息
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