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基于自适应代理模型的非能动系统可靠性分析
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哈尔滨工程大学学报 2024年 第2期45卷 383-389页
作者: 王晨阳 夏庚磊 彭敏俊 徐青蓝 陈果 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001 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
许多先进反应堆采用非能动设计来提高安全性,开展可靠性分析研究是推动其广泛应用的重要环节。由于非能动安全系统依赖于自然循环等物理法则实现系统功能,更容易受到不确定性因素的影响。热工水力过程失效是导致非能动系统失效的主要原... 详细信息
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多光束变光斑激光定向能量沉积工艺及分析模型
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机械工程学报 2023年 第9期59卷 285-297页
作者: 黄胜 李涤尘 张晓宇 崔滨 李青宇 张安峰 西安交通大学机械制造系统工程国家重点实验室 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
为了兼顾成形效率与精度,提出多光束变光斑激光定向能量沉积技术。研发了多光束变光斑激光熔覆头,该熔覆头采用3个激光输出头设计,输出的激光束在焦点处汇聚,每束激光束具有不同直径。开发了变光斑控制模块,通过控制3个激光束的不同组合... 详细信息
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铅铋气溶胶动力实验平台研制与初步参数测量
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核动力工程 2024年 第1期45卷 178-185页
作者: 王雨晴 邓理邻 倪木一 武杰伟 谭怡 景福庭 夏明明 田超 中山大学中法核工程与技术学院 广东珠海519080 深圳综合粒子设施研究院 广东深圳518107 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
铅铋快的一回路冷却剂液态铅铋合金(LBE)受中子辐照会产生放射性核素^(210)Po,^(210)Po具有一定挥发性,有必要深入研究^(210)Po的迁移扩散行为。气溶胶是易挥发放射性核素释放的主要载体,本文基于国内外关于反应堆气溶胶实验平台的设... 详细信息
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螺旋卷曲翅片传热与流动特性的数值模拟研究
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核动力工程 2023年 第S02期44卷 39-43页
作者: 肖冠菲 陈富财 谭波 甘斌 何震 鲜希睿 刘一泽 陈昊 杜华 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
为了深入了解螺旋卷曲翅片换热器的对流换热能力,通过数值模拟的方法,从传热流动和换热器的紧凑性两个方面对螺旋卷曲翅片换热器在空气中的对流换热特性进行研究。分别研究了无量纲管间距(T/D)、无量纲翅片高度(H/D)和无量纲翅片间距(S... 详细信息
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高温钠热管间歇沸腾换热特性分析
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技术 2025年 第3期48卷 155-162页
作者: 王岩 马誉高 马在勇 潘良明 朱隆祥 唐思邈 连强 重庆大学低品位能源与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 成都610213
热管作为一种将蒸发和冷凝相结合的高效传热元件,被广泛应用于核能和航空航天等领域。热管若发生间歇沸腾将造成温度波动,进而影响整个热管冷却反应堆的安全。针对钠热管在不同充液量的情况下间歇沸腾的换热特性开展实验和理论的研究。... 详细信息
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基于机器学习的燃料棒温度分布代理模型构建方法研究
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核动力工程 2023年 第S02期44卷 1-5页
作者: 刘振海 齐飞鹏 周毅 李垣明 李文杰 曾未 辛勇 王浩煜 马超 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
为提高大规模燃料棒性能模拟的计算效率,以燃料棒温度预测为例,研究了燃料棒温度分布预测代理模型(简称“代理模型”)的构建方法。以燃料棒性能分析程序COPERNIC的计算结果作为数据源,采用k-means聚类算法筛选代表性的训练数据,训练了4... 详细信息
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液态铅铋合金湍流普朗特数及RANS模型优选
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核动力工程 2023年 第2期44卷 98-103页
作者: 邓诗雨 卢涛 邓坚 张喜林 朱大欢 北京化工大学机电工程学院 北京100029 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
工程上常采用RANS湍流模型进行热工水力相关的数值模拟,然而液态铅铋合金(LBE)具有独特的热物性,常规湍流普朗特数模型和RANS湍流模型对其流动与传热模拟的适用性有待研究。为更准确地描述绕丝燃料组件内LBE的流动与换热过程,本文基于... 详细信息
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耐事故燃料用于高性能压水的分析研究
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核动力工程 2023年 第2期44卷 136-144页
作者: 尹春雨 高士鑫 钱立波 秦雪 吴磊 张渝 崔怀明 肖忠 苏光辉 西安交通大学核科学与技术学院 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
为明确未来高性能压水(PWR)可采用的耐事故燃料(ATF)元件设计方案,本研究采用燃料性能、核设计反应堆热工安全的适用分析方法,从安全性、经济性和燃料性能等方面对几种潜在的ATF设计方案进行综合分析。结果表明:采用SiC复合包壳+高... 详细信息
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燃料棒夹楔状态下芯块与包壳相互作用的三维模拟研究
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核动力工程 2023年 第S02期44卷 6-10页
作者: 马政卿 庞华 张坤 唐昌兵 邬周志 严峰 邢硕 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
燃料芯块与包壳的相互作用(PCI)是导致包壳破损的原因之一。燃料芯块开裂产生的碎片可能夹在芯块与包壳的间隙,导致夹楔PCI问题。该问题可能致使包壳局部应力超过限值,增加包壳破损风险。为评估夹楔PCI问题对燃料棒性能的影响,基于多物... 详细信息
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Fe+Cr及Si含量对Zr-4合金耐腐蚀性能的影响
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核动力工程 2024年 第3期45卷 146-153页
作者: 岳慧芳 庞华 高博 高士鑫 罗倩倩 赵艳丽 蒋有荣 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 国核宝钛锆业股份公司陕西省核级锆材重点实验室 陕西宝鸡721013
为了优化国产Zr-4合金的耐腐蚀性能,在420℃、10.3 MPa的高温高压水蒸气加速腐蚀条件下,研究了合金元素Fe+Cr以及杂质元素Si对国产Zr-4合金耐腐蚀性能的影响。结果表明:在美国材料实验学会(ASTM)规定的Fe+Cr含量范围内(0.28 wt%~0.37 wt... 详细信息
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