检索结果-内蒙古大学图书馆

科技视界 2014年第13期 64-65页

作者：陈训刚夏欣赵伟李浩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四川成都610041

镀铬层具有很高的硬度、耐磨性和耐热性,化学性能稳定,在反应堆结构中具有很高应用价值。本文针对镀铬在反应堆内的应用,分析了镀铬的应用安全性,归纳总结了镀铬的应用形式,给出了镀铬在应用前应做的性能检验及检验方法。结果表明,镀铬... 详细信息

镀铬层具有很高的硬度、耐磨性和耐热性,化学性能稳定,在反应堆结构中具有很高应用价值。本文针对镀铬在反应堆内的应用,分析了镀铬的应用安全性,归纳总结了镀铬的应用形式,给出了镀铬在应用前应做的性能检验及检验方法。结果表明,镀铬在反应堆中的应用是安全的,可以在反应堆的结构中推广应用。

关键词：镀铬反应堆结构应用

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自给能中子探测器在反应堆中子测量中的应用研究

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科技视界 2021年第7期 131-134页

作者：杨戴博李昆韦文彬李丹夏源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四川成都610041

目前,三代核电普遍使用固定式自给能中子探测器(SPND)来实现堆芯中子注量率水平及其分布的测量,这对于保持反应堆功率密度的最佳分布,保证核反应堆的安全稳定运行具有重要意义。文章论述了SPND的基本结构、工作原理、探测器分类和探头... 详细信息

目前,三代核电普遍使用固定式自给能中子探测器(SPND)来实现堆芯中子注量率水平及其分布的测量,这对于保持反应堆功率密度的最佳分布,保证核反应堆的安全稳定运行具有重要意义。文章论述了SPND的基本结构、工作原理、探测器分类和探头材料选取,重点分析了铑SPND的响应机理和延迟修正方法,并对不同延迟修正方法的效果进行了对比。文章的研究对于SPND的理论机理分析和实际工程应用都具有一定的意义。

关键词：自给能中子探测器堆芯中子注量率响应机理延迟修正

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大型先进压水堆核电站堆芯装载方案设想

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中国核电 2008年第3期1卷 212-215页

作者：李冬生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四川成都610041

核电站堆芯装载方案是反应堆堆芯设计的重要基础,它首先必须满足核安全的要求,同时还要尽可能地提高经济性。通过分析国内、外百万千瓦级核电站的堆芯装载,对反应堆输出功率、燃料组件数、堆芯平均线功率密度进行比较,给出我国大型先进... 详细信息

核电站堆芯装载方案是反应堆堆芯设计的重要基础,它首先必须满足核安全的要求,同时还要尽可能地提高经济性。通过分析国内、外百万千瓦级核电站的堆芯装载,对反应堆输出功率、燃料组件数、堆芯平均线功率密度进行比较,给出我国大型先进压水堆核电站示范工程反应堆堆芯装载方案的设想,为技术决策提供参考。

关键词：先进压水堆燃料组件堆芯装载

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核反应堆动力学模型刚性问题的简易处理

核反应堆动力学模型刚性问题的简易处理

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第十二届反应堆数值计算与粒子输运学术会议

作者：王远隆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

本文针对核反应堆动力学模型刚性问题提出了简易处理方法,并给出了仿真结果。这样的方法可以有效地应用于反应堆控制系统的设计。

关键词：点堆模型刚性问题

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C形传热管大空间自然对流换热研究

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科技视界 2018年第29期 1-3页

作者：罗亮孙燕李键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四川成都610041

C形换热器的结构具有特殊性,有必要对其处于大空间中的自然对流换热机理进行研究。以单C形传热管作为研究对象,用CFD分析技术,对管外流体的流动和热边界层进行分析,得到与直管自然对流换热之间的差异。对C形传热管在大空间中自然对流换... 详细信息

C形换热器的结构具有特殊性,有必要对其处于大空间中的自然对流换热机理进行研究。以单C形传热管作为研究对象,用CFD分析技术,对管外流体的流动和热边界层进行分析,得到与直管自然对流换热之间的差异。对C形传热管在大空间中自然对流换热稳态时的总体换热进行研究,引入变量L/H,与Ra数相结合,得到两者与Nu之间的关系式,通过数据拟合得到一定范围内C形传热管自然对流Nu的计算关系式。

关键词： C形传热管自然对流换热边界层努赛尔数

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舱室新风系统气流组织分析研究

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船舶物资与市场 2023年第5期31卷 58-62页

作者：夏军宝李毅赖建永孙冠宇郝承明黎昭文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四川成都610213

对于地板辐射供冷/暖舱室,通过气流组织模拟,对舱室新风系统排风口的设置进行探讨。利用计算流体动力学技术(CFD),对冬夏季舱室温度分布和速度场开展数值模拟计算,并对其舱室舒适性进行分析。得到结果如下:对于夏季工况来说,有排风口的... 详细信息

对于地板辐射供冷/暖舱室,通过气流组织模拟,对舱室新风系统排风口的设置进行探讨。利用计算流体动力学技术(CFD),对冬夏季舱室温度分布和速度场开展数值模拟计算,并对其舱室舒适性进行分析。得到结果如下:对于夏季工况来说,有排风口的设计更能满足人的舒适性且气流组织较好;对于冬季工况来说,虽然无排风口的设计活动区域气流速度低,但有排风的温度分布在人员静坐时更舒适,并且气流组织较好,空气品质高。推荐采用有排风口设计。对于室内风速偏大可采用侧吹或适当增大送风口尺寸来改善。

关键词：舱室新风速度场气流组织模拟

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“华龙一号”主管道和波动管LBB设计

“华龙一号”主管道和波动管LBB设计

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中国核学会2019年学术年会

作者：孙英学吴万军谢海刘文进郑连纲何风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

LBB技术是保证反应堆运行安全性和可靠性的一种先进的设计技术,研究和掌握LBB技术并应用LBB技术对"华龙一号"主管道和波动管进行设计是"华龙一号"工程的关键设计路径。本文介绍了LBB技术完整的设计流程,包括:LBB技... 详细信息

LBB技术是保证反应堆运行安全性和可靠性的一种先进的设计技术,研究和掌握LBB技术并应用LBB技术对"华龙一号"主管道和波动管进行设计是"华龙一号"工程的关键设计路径。本文介绍了LBB技术完整的设计流程,包括:LBB技术实施先决条件评估、系统力学分析、分析位置的选取及裂纹的假设、疲劳裂纹扩展分析、泄漏率计算程序的编制及验证、贯穿裂纹泄漏率计算、裂纹稳定性分析等,突破了技术难度和软件禁售,研究和掌握了LBB技术并应用于"华龙一号"的主管道和波动管设计,达到了三代核电的技术要求。

关键词： "华龙一号" LBB 主管道波动管

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可并行搜索的快速分像素运动估计算法研究

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中国仪器仪表 2022年第1期 69-73页

作者：谢豪姜周张隽祺吴坤任周旋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四川成都610213

HEVC是由视频编码联合协作小组(JCT-VC)开发出的一种先进的视频编解码标准。HEVC采用了许多新技术,在与上一代视频编解码标准H.264/AVC类似的视频质量下,可以节省超过50%的比特率,但同时它的计算复杂度也翻倍了。为了在当前有限带宽限制... 详细信息

HEVC是由视频编码联合协作小组(JCT-VC)开发出的一种先进的视频编解码标准。HEVC采用了许多新技术,在与上一代视频编解码标准H.264/AVC类似的视频质量下,可以节省超过50%的比特率,但同时它的计算复杂度也翻倍了。为了在当前有限带宽限制下,高质量地传输视频数据,快速视频编码算法的研究已经变得愈加重要。分像素运动估计是当前大部分视频编解码标准中用来改善运动估计精度的非常重要的模块,它的计算密集度很高和耗时也很长,随着快速整像素运动估计算法渐趋成熟,分像素运动估计所耗费的时间成本越发显著,因此开发快速分像素运动估计变得十分重要。本论文在结合最近运动估计技术的进展的基础上,针对分像素运动估计提出了一种可并行搜索的快速分像素运动估计算法。

关键词：快速视频编码运动估计快速分像素运动估计

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三代核电堆坑筒体保温层缝隙泄漏仿真分析研究

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科技视界 2022年第5期 20-24页

作者：李玉光胡甜邱阳董元元杨志海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四川成都610041

以三代核电堆坑筒体带缝隙保温层三维结构为研究对象,采用缝隙结构面积等效法简化几何模型。对ACP1000堆坑筒体保温层缝隙泄漏进行仿真分析,得到不同入口质量下各层支腿缝隙泄漏温度和泄漏量。仿真结果表明:支腿缝隙的存在将导致26.61%... 详细信息

以三代核电堆坑筒体带缝隙保温层三维结构为研究对象,采用缝隙结构面积等效法简化几何模型。对ACP1000堆坑筒体保温层缝隙泄漏进行仿真分析,得到不同入口质量下各层支腿缝隙泄漏温度和泄漏量。仿真结果表明:支腿缝隙的存在将导致26.61%至30.42%不等的总泄漏量,顶部缝隙存在462.57K至471.57K的高温射流冲击反应堆堆坑,需采取有效措施增加缝隙流阻来降低“烟囱效应”导致的缝隙泄漏。

关键词：堆坑筒体保温层缝隙泄漏仿真分析缝隙流阻

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无损检测技术在秦山二期核反应堆压力容器制造中的应用

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中国核电 2008年第4期1卷 304-308页

作者：罗英米小琴钟元章张敬才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四川成都610041

论述了多种无损检测技术在秦山二期1号和2号机组核反应堆压力容器生产中的应用,以及对锻件、焊缝进行无损检测的方法与注意事项,根据1号和2号机组反应堆压力容器制造过程中无损检测的经验反馈,结合新版的检查规范,在3号和4号机组反应堆... 详细信息

论述了多种无损检测技术在秦山二期1号和2号机组核反应堆压力容器生产中的应用,以及对锻件、焊缝进行无损检测的方法与注意事项,根据1号和2号机组反应堆压力容器制造过程中无损检测的经验反馈,结合新版的检查规范,在3号和4号机组反应堆压力容器无损检测方面增加了新的要求。

关键词：秦山二期核反应堆压力容器无损检测

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