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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统设计技术国家实验室"
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锆合金包壳在微动磨蚀环境下的界面损伤行为
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中国表面工程 2022年 第4期35卷 41-49页
作者: 焦拥军 李正阳 蒲曾坪 任全耀 郑美银 巫英伟 秋穗正 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
锆合金燃料棒包壳在反应堆内会由于流致振动与定位格架发生微动磨蚀,现有研究并未考虑高温水环境下燃料棒包壳与格架之间的腐蚀加速磨损现象。通过微动磨损试验设备结合电化学工作站,研究不同外加电位(-0.8 V、-0.4 V、0 V、0.4 V和0.8V... 详细信息
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双重非均匀系统环形RPT计算方法研究
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核动力工程 2021年 第2期42卷 43-49页
作者: 娄磊 彭星杰 柴晓明 姚栋 李满仓 于颖锐 王连杰 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
弥散燃料与弥散可燃毒物由于具有双重非均匀性,采用传统体积均匀化方法(VHM)会带来较大的计算偏差。反应性等效物理转换(RPT)方法被应用于含弥散燃料的双重非均匀系统,具有方法简单且计算精度较高的特点。本文首先对传统RPT方法和改进RP... 详细信息
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钠热管启动过程轴向传热与稳态径向传热特性研究
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动力工程学报 2025年 第2期45卷 165-170页
作者: 周政 马在勇 马誉高 吴奇 张卢腾 孙皖 朱隆祥 潘良明 重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室 重庆400044 重庆大学核工程与核技术系 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 四川成都610213
为定量研究钠热管轴向热阻分布特性及径向传热特性,开展了钠热管启动过程中轴向传热及稳态径向传热实验。结果表明:启动过程中加热功率对轴向传热等效热阻的影响显著,随着功率的增大,其轴向传热等效热阻先减小后趋于平缓;在低倾角工况下... 详细信息
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基于PSA的压水LBLOCA不确定性分析
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核动力工程 2022年 第5期43卷 188-194页
作者: 邓坚 熊青文 苟军利 刘余 鲍辉 沈丹红 周佳樾 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 西安交通大学核科学与技术学院 西安710049
为了结合确定论与概率论分析开展更加真实的核反应堆事故工况安全分析,提出了一种结合概率安全分析(PSA)和最佳估算加不确定性(BEPU)分析的方法,并以典型三环路压水冷管段双端断裂大破口失水事故(LBLOCA)的极限事故为对象,首先基于PS... 详细信息
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^(90)Sr同位素温差电源结构设计与性能分析
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核动力工程 2023年 第3期44卷 104-111页
作者: 杜广瀚 李玉鹏 李根 郭锐 刘桂秀 王进仕 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室 西安710049 华南理工大学电力学院 广州510641 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
研究设计了^(90)Sr同位素温差电源物理模型,主要包括热源、热电转换模块以及散热模块。在此基础上利用COMSOL软件对同位素电源进行有限元分析,得到了同位素电源的温度分布、电压以及功率输出特性。同时研究了热源功率衰减下的同位素... 详细信息
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铅铋反应堆芯流量分区智能优化方法研究
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核动力工程 2022年 第3期43卷 53-57页
作者: 凌煜凡 代圣齐 赵鹏程 朱恩平 王继锋 唐欢 南华大学核科学技术学院 湖南衡阳421001 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
芯流量分区是实现芯出口温度展平的重要手段,合理地分区可以提高反应堆的安全性和经济性。本文将人工智能优化算法与单通道模型进行耦合,构建了反应堆芯流量分区计算模型,分别开展遗传算法、差分进化算法、量子遗传算法在反应堆... 详细信息
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基于前馈控制的棒位探测器励磁电源研究设计
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核动力工程 2021年 第1期42卷 177-181页
作者: 李梦书 李国勇 郑杲 黄可东 许明周 何佳佶 罗秋蓉 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
提出一种基于前馈控制的棒位探测器励磁电源设计方案,该方案采用高频开关整流逆变电路设计,在传统比例积分(PI)控制的基础之上加入了前馈控制,用以抑制可测不可控的干扰因素对控制对象的影响,并通过理论分析与仿真试验,验证了本文提出... 详细信息
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本构模型不确定性评价结构化方法开发及应用
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核动力工程 2022年 第4期43卷 147-153页
作者: 熊青文 苟军利 杜鹏 邓坚 刘余 陈伟 党高健 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 西安交通大学核科学与技术学院 西安710049
最佳估算加不确定性(BEPU)方法被国际原子能机构(IAEA)推荐用于核电厂安全分析,目前已成为核电厂执照申请的主流方法。典型BEPU方法依赖于最佳估算程序将输入参数的不确定性传播至输出,而程序本构模型的不确定性则往往没有得到适当考虑... 详细信息
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华龙一号反应堆上腔及热段流-热耦合场数值模拟
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科学技术与工程 2024年 第18期24卷 7676-7684页
作者: 孙梓云 周新志 何正熙 朱加良 徐涛 董晨龙 四川大学电子信息学院 成都610065 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
压水型反应堆(pressurized water reactor,PWR)系统主管道热段内冷却剂的温度和流量,直接反映了核功率和芯换热状态,是反应堆功率控制和安全保护的核心参数。为全面掌握华龙一号反应堆上腔及热段内冷却剂流-热耦合场分布及演变规律... 详细信息
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国产508-3钢不同温度下非比例多轴循环变形行为研究
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核动力工程 2021年 第S02期42卷 89-92页
作者: 田俊 唐妍婕 张丽屏 傅孝龙 邝临源 张瀛 姜露 李辉 刘贞谷 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
国产508-3钢是压水反应堆压力容器的关键材料,为了研究国产508-3钢不同温度下的非比例多轴循环变形行为,本文在25、200和350℃下,对国产508-3钢开展了多轴非比例路径下应变控制和应力控制的全寿命疲劳试验。试验中采用了沙漏形和蝶形的... 详细信息
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