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合金元素Sn,Nb对锆合金腐蚀氧化膜相稳定性影响的第一性原理研究
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物理学报 2024年 第15期73卷 162-171页
作者: 陈暾 崔节超 李敏 陈文 孙志鹏 付宝勤 侯氢 四川大学原子核科学技术研究所 辐射物理及技术教育部重点实验室成都610064 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
锆合金的水侧腐蚀是核燃料棒包壳材料设计的关键问题之一.包壳材料的耐腐蚀性能与锆合金氧化膜中t-ZrO_(2)含量和t-m相变密切相关.目前,Zr-Sn-Nb系合金是新型锆合金发展的主流方向.合金元素Sn,Nb在氧化膜中可呈现多种价态,显著影响ZrO_... 详细信息
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基于非平衡相变的超临界二氧化碳离心压缩机气动性能分析
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工程热物理学报 2024年 第9期45卷 2631-2639页
作者: 黄哲 杨雯 梁铁波 沈昕 欧阳华 杜朝辉 上海交通大学机械与动力工程学院 上海200240 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 上海非碳基能源转换与利用研究院 上海200240
作为超临界二氧化碳(SCO_(2))布雷顿循环的核心动力部件,准确分析近临界工况下压缩机的气动热力性能及损失特性对循环的高效运行至关重要。SCO_(2)压缩机在近临界点工作时易发生凝结,且凝结过程具有非平衡性,因此本文建立了基于欧拉–... 详细信息
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腐蚀对微结构金属试样表面沸腾换热特性的影响研究
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技术 2023年 第6期46卷 145-150页
作者: 欧阳琨 许巍 刘晓晶 何晓强 上海交通大学核科学与工程学院 上海200240 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
大量现有研究表明,使用合适的表面改性方法能够强化沸腾换热效果,使其在压水内有着广阔的潜在应用前景。但对于内高温高压碱性环境,这种强化换热效果能否长时间维持却鲜有研究。使用激光加工的方式,在不锈钢板状试样表面分别加工微... 详细信息
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压水燃料棒包壳表面氧化腐蚀产物沉积生长预测模型
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核动力工程 2023年 第5期44卷 210-215页
作者: 陈佳杰 刘晓晶 杜思佳 王嘉庚 何辉 上海交通大学核科学与工程学院 上海200240 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
为建立压水燃料棒包壳表面氧化腐蚀产物沉积层(CRUD)厚度的预测方法,本文以典型压水一回路为研究对象,针对压水内水化学和物理条件对CRUD沉积的影响,建立了CRUD沉积生长模型。模型预测结果与Sizewell B核电厂实际运行数据相比具... 详细信息
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核主泵推力轴承边界润滑状态评判
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核动力工程 2025年
作者: 马浩翔 王岩 杨建刚 崔怀明 徐仁义 匡成骁 东南大学能源与环境学院 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
润滑状态对轴承磨损影响很大。本文提出一种根据比压-边界润滑转速(P-ω)函数曲线判断核电厂反应堆冷却剂泵(简称核主泵)推力轴承边界润滑状态的方法,通过搭建推力轴承试验台,监测扭矩变化,确定不同温度和比压下的边界润滑转速,以获得P... 详细信息
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一回路氮气稳压系统瞬态模拟研究
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核动力工程 2022年 第3期43卷 33-37页
作者: 闫新龙 李毅 罗涵禹 田野 中国核动力研究设计院 成都610213 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
基于氮气稳压基本原理,采用集总参数法开发了氮气稳压系统瞬态模拟程序,该模型突破了现有独立稳压器模型的局限,实现了一回路系统与氮气稳压器的直接耦合,并采用浮动式核电站氮气稳压系统试验数据对程序进行了验证。在此基础上,提出了... 详细信息
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U-10Mo/Al燃料组件内辐照-热流固耦合行为研究
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核动力工程 2023年 第S02期44卷 11-16页
作者: 袁攀 王浩煜 黄山 刘孟龙 岳题 任全耀 秦勉 郑乐乐 郭子萱 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U-10Mo/Al燃料组件内辐照变形对其机械行为和热工水力行为特性的影响,基于辐照-热流固耦合分析方法,通过将非均匀辐照条件引入到燃料组件辐照-热力耦合行为的三维有限元模拟中,开展了U-10Mo/Al燃料组件内辐照环境下的机械和... 详细信息
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锆合金燃料包壳Cr基涂层的微观结构及微动磨损性能
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中国表面工程 2025年
作者: 余建国 李正阳 宁闯明 余施佳 蔡振兵 西南交通大学摩擦学研究所 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
压水(Pressurized water reactors, PWRs)内流致振动(Flow induced vibration, FIV)导致的定位格架与燃料棒之间的微动磨损(Grid-to-rod fretting, GTRF)是压水燃料包壳失效的主要原因,它可能导致燃料包壳破损,进而引发... 详细信息
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堵流条件下矩形并联通道非均匀流动传热模拟方法研究
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核动力工程 2023年 第S01期44卷 1-8页
作者: 陈佳跃 王泽锋 王啸宇 陈焕栋 中山大学中法核工程与技术学院 广东珠海519082 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
为建立矩形并联通道非均匀流动传热模拟方法,针对板型燃料元件的安全分析提供新的模拟方法和工具,本研究采用一维两流体模型和燃料元件二维导热模型开发热工水力瞬态分析程序,对堵流条件下非均匀流动传热进行模拟。通过数值模拟得到不... 详细信息
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反应堆系统泵类设备浮筏隔振设计及筏架参数敏感性分析
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核动力工程 2023年 第S02期44卷 50-54页
作者: 王禹 蔡龙奇 赖建永 李旸 魏博 汪冉 刘帅 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
反应堆系统泵类设备是船舶核动力装置重要的振动噪声源,目前实际工程中多数采用单层隔振措施,减振效果有限,为满足总体振动噪声控制的新要求,引入了浮筏隔振技术,但反应堆系统浮筏隔振技术刚起步,还停留在满足基本布置及减振需求的简单... 详细信息
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