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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重点实验"
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液态铅铋合金中金属氧化数值模拟的研究进展
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大众标准化 2021年 第7期3卷 133-136页
作者: 吴佳玥 罗英 杜华 王留兵 朱明冬 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610000
反应堆候选冷却剂液态铅铋合金对结构材料有较强的腐蚀作用,控制液态铅铋合金中的氧含量或氧分压,使钢的表面形成保护性氧化膜是很重要的腐蚀防护技术。液态铅铋合金中金属氧化数值模拟方法有第一性原理、分子动力学、元胞自动机、格子... 详细信息
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时序数据库在核安全级DCS运维场景中的应用研究
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自动化仪表 2021年 第S01期42卷 135-138,147页
作者: 吴延群 张维睿 黄俊 杨斌 党丽君 陈美远 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
关系型数据库或文件存储存在数据存储和维护成本高、写入吞吐低、查询性能差等问题,难以满足核安全级分布式控制系统(DCS)长期运行时海量数据管理的需求。介绍了核安全级DCS运维场景中远程在线监控系统的组成和作用,从存储容量和访问性... 详细信息
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集中质量浮筏隔振系统振动特性研究
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科技视界 2021年 第10期 68-71页
作者: 蔡龙奇 刘佳 黎昭文 董成林 陈纠 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
船舶动力装置含有大量的泵类旋转设备,这些振源设备会通过设备支承结构和管路向外传递振动,浮筏隔振措施由于减振效果好、便于模块化建造等典型特点成了目前船舶减隔振发展趋势。文章针对船舶动力装置集中质量浮筏隔振系统,对比分析了... 详细信息
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基于蚁群算法的废液排放系统管路布局优化
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科技视界 2021年 第7期 67-69页
作者: 孙冠宇 黄捷 夏军宝 蔡鼎阳 干依燃 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
在核电转换系统中,废液排放管路布局要求优化确定管道位置、管径和管坡,此问题是一个高度约束的混合整数非线性规划(MINLP,Mixed-Integer Nonlinear Programming)问题。文章利用蚁群算法的增量解构建的特点,将蚁群优化算法(ACOA,Ant Col... 详细信息
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闪烁体光纤中子探测技术应用研究
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科技视界 2021年 第7期 135-137页
作者: 万波 熊帮平 黎刚 李昆 夏源 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
闪烁体光纤中子探测技术将中子信号转换为光信号实现中子射线的测量,在核反应堆中子学特性测量、粒子物理试验、中子照相等领域具有广泛的应用前景。文章介绍了当前常见的闪烁体光纤中子探测器结构设计,以及该技术在国内外的应用情况,... 详细信息
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核电厂安全级DCS功能模块加速老化试验研究
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自动化仪表 2021年 第S01期42卷 164-167页
作者: 许标 刘明星 张庆 吴礼银 王晏萍 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
对核电厂安全级数字化控制系统(DCS)具体试验需求进行了测试、分析和研究,并介绍采用温度为影响因子的阿伦纽斯加速寿命试验计算模型。测试中不改变元器件、模块失效机理而且不引入新失效模式,通过提高核电厂安全级DCS模块在测试中的试... 详细信息
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模块化小型反应堆给水系统仿真分析
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能源与节能 2021年 第2期 211-214页
作者: 叶竹 刘明皓 蔡志云 任云 曾畅 钟发杰 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 四川成都610041
根据模块化小型反应堆给水系统设计方案,结合给水系统的运行特性,使用仿真支撑软件APROS对给水系统进行建模,并进行了稳态和瞬态计算,为系统设计和优化提供参考和依据。
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钠钾流量计在流致振动作用下的疲劳寿命分析
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科技视界 2022年 第20期 18-22页
作者: 姜超 张振国 吴菱艳 李小畅 田瑞峰 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610000 黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室 黑龙江哈尔滨150001
文章以钠钾流量计为研究对象,验证流量计支撑件承受NaK-78流体冲刷3×104h的疲劳寿命。文章采用单向流固耦合分析法计算流体与固体之间的相互作用,在ANSYS Workbench中进行疲劳损伤计算和疲劳寿命预测,根据Miner线性疲劳累积损伤理... 详细信息
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LOCA动力分析模型敏感性研究
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中国机械 2024年 第15期 3-9页
作者: 张锐 刘帅 冯志鹏 邓力维 曾忠秀 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
反应堆冷却剂系统LOCA动力分析作为反应堆系统设计的重要假设事故之一,是设计规范RCC-M中的强制要求之一。发生失水事故后,反应堆冷却剂系统会受到很大的外载作用,可能产生设备损坏等严重后果。对核反应堆系统进行全面评价,需开展... 详细信息
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位移幅值对690合金管/405不锈钢块切向微动磨损特性的影响
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摩擦学学报 2020年 第6期40卷 754-761页
作者: 唐攀 米雪 沈平川 白晓明 黄擎宇 陈果 彭金方 朱旻昊 西南交通大学机械工程学院摩擦学研究所 四川成都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 四川成都610213
采用自制的微动磨损试验机,开展了690合金管/405不锈钢的切向微动磨损试验,研究了位移幅值(15、30、80和200μm)对其微动磨损特性的影响.试验结果表明:当位移幅值改变时,微动运行状态会发生改变.当位移幅值为15μm时,微动状态为部分滑移... 详细信息
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