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不锈钢棒材形状对淬冷沸腾的影响研究
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工程热物理学报 2023年 第2期44卷 463-467页
作者: 张琪琪 熊平 周佳樾 邓坚 罗彦 卢涛 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6610213
对平底和圆底两种不同形状不锈钢圆柱棒在不同过冷度下的淬冷沸腾进行了可视化实验研究。结合导热反问题实验方法处理,对比分析了棒材形状和过冷度对淬冷沸腾过程气膜演变和最小膜态沸腾温度的影响,结果表明:相对于平底,圆底棒材底部圆... 详细信息
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基于低代码的DCS可自定义自动化设计
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制造业自动化 2023年 第8期45卷 7-11,31页
作者: 张旭 姚璋 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
随着智能制造的发展,自动化设计工具在大规模DCS工程设计过程中的作用日趋提升。针对辅助工具需求的快速变更与软件开发的慢速响应之间的矛盾,基于低代码设计理念构建了DCS可自定义自动化设计软件,让工程设计人员可以根据实际需求快速... 详细信息
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池式钠火事故下燃烧产物气溶胶行为研究
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核动力工程 2022年 第5期43卷 100-108页
作者: 孙洪平 邓坚 罗跃建 张明 许幼幼 武小莉 刘丽莉 陈冲 秋穗正 苏光辉 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 西安710049
在钠冷快的安全评估中,分析钠泄露导致的池式钠火事故下燃烧产物的气溶胶行为尤为重要。本文采用将池式钠火燃烧模型与气溶胶动力学模型耦合的方式,开发了池式钠火事故下燃烧产物气溶胶行为分析程序REBAC-SFR,基于该程序模拟了SAPFIRE... 详细信息
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类裂纹不连续区高温蠕变疲劳评价方法对比
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压力容器 2023年 第10期40卷 38-46,57页
作者: 庾明达 邵雪娇 蒲卓 李辉 张瀛 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
反应堆存在大量由于焊接造成的类裂纹不连续区,在高温条件下较连续结构更易发生蠕变-疲劳断裂失效。以压力容器贯穿件的类裂纹不连续区为对象,分别基于ASME NH和RCC-MRx规范中的高温蠕变-疲劳评价方法进行了蠕变-疲劳损伤分析,并揭示了R... 详细信息
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高温液钠在不锈钢丝网吸液芯中毛细特性研究
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核动力工程 2024年 第2期45卷 110-115页
作者: 朱怡儒 马誉高 张卢腾 席治国 唐思邈 马在勇 潘良明 张卓华 丁书华 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 成都610213
碱金属高温热管吸液芯的毛细特性对于热管的正常运行具有重要意义。本文采用毛细上升法和称重法在手套箱中开展了高温液态金属钠(简称液钠)在不同目数的304不锈钢丝网吸液芯中毛细特性的实验研究实验获得了不同温度阶段下吸液芯毛细... 详细信息
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铅铋环境绕丝燃料棒湍流振动响应分析
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应用数学和力学 2025年
作者: 张珂 王远岑 黄茜 刘建 张毅雄 余晓菲 齐欢欢 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 中国工程物理研究院总体工程研究所
液态金属铅铋的密度与粘度均远大于水,在反应堆中引起的燃料组件流致振动及磨损问题不可忽视。本文采用计算流体力学与有限元结构动力分析相结合的流固耦合分析方式,利用空间周期性与时间周期性,提出了绕丝燃料棒湍流振动响应的快速... 详细信息
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核电用316L不锈钢粉末增材制造研究现状
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精密成形工程 2023年 第5期15卷 209-219页
作者: 杨青峰 高士鑫 陈平 廖楠 周毅 尹春雨 段振刚 尹泓卜 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
增材制造技术是一种无须模具、近净成形的先进制造工艺。不锈钢是一种在核电行业广泛应用的结构材料。实现不锈钢结构件的增材制造将进一步推动增材制造技术的发展,也可为核行业带来革命性改变。以核电用316L不锈钢为例,系统阐述了不锈... 详细信息
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Cr涂层对板状燃料元件起泡特性影响数值模拟
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原子能科学技术 2023年 第6期57卷 1215-1224页
作者: 向烽瑞 贺亚男 邓超群 牛钰航 高士鑫 巫英伟 陈平 田文喜 秋穗正 苏光辉 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室 陕西西安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 四川成都610213
鉴于Cr涂层能够有效地缓解棒状燃料元件包壳在失水事故时的鼓胀现象,本文提出将Cr涂层应用于板状燃料元件以抑制其起泡的方案。为研究Cr涂层对板状燃料元件起泡现象的抑制作用,本文采用有限元分析工具,分别添加Zr和Cr涂层的材料物性,并... 详细信息
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超高通量快中子研究核燃料概念设计研究
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核动力工程 2022年 第6期43卷 217-221页
作者: 李文杰 夏榜样 余红星 焦拥军 李权 孙丹 吴裕 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 中国核动力研究设计院核燃料与材料技术重点实验室 成都610213
提高中子注量率是高通量研究的发展趋势,能够大幅加速反应堆材料研发进程。但若提高中子注量率至10^(16)cm^(−2)·s^(−1)将导致功率密度峰值相较于现有研究高数倍,对反应堆和核燃料设计带来许多挑战。为此,本文从中子学、传热... 详细信息
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摇摆条件下棒束通道流场特性研究
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核动力工程 2023年 第S01期44卷 35-39页
作者: 齐超 李鑫 谭思超 程坤 乔守旭 黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室 哈尔滨工程大学哈尔滨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 成都610213
由于海洋条件下反应堆处于非稳态工况,会产生倾斜、摇摆、起伏等运动,这些运动将会在棒束通道中引入额外的惯性力场,对棒束通道中的流场会有额外的影响,因此有必要对摇摆条件下的棒束通道进行研究。本文基于粒子图像测速(PIV)技术开展... 详细信息
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