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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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反应堆系统遇水下爆炸载荷环境与关键设备陆地冲击试验载荷匹配研究
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原子能科学技术 2023年 第S01期57卷 119-128页
作者: 熊夫睿 张文正 刘帅 袁志豪 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
船用反应堆系统的抗冲击性能是决定核安全的重要设计维度。在核安全审评活动中,对反应堆系统抗冲击的主要关注点有两项:能够表征实际条件下平台遭遇水下爆炸时反应堆系统与设备的冲击设计载荷;抗冲击的设计载荷与根据陆上抗冲击试验载... 详细信息
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核反应堆压力容器主密封瞬态性能研究
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原子能科学技术 2023年 第1期57卷 185-191页
作者: 姜露 张丽屏 傅孝龙 孙英学 刘文进 杨宇 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
研究核反应堆压力容器主密封瞬态力学特性和密封性能,本文建立了主密封结构三维数值模型,分析了主密封组件在典型瞬态条件下的温度和应力分布特性,从法兰和主螺栓变形协调机理角度,研究了主螺栓应力在瞬态条件下的变化规律及内在原因... 详细信息
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基于机器学习的核电仪控系统关键芯片温度预测
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西南交通大学学报 2024年
作者: 汪凡雨 王东伟 邓强 赵阳 严浩 陈起 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
对核安全级仪控系统的控制保护柜在不同环境温度下开展试验,探索柜内热学特性与关键芯片(CPU和FPGA)的稳态温度(steady-state temperature,SST)变化特征。利用有限元分析模拟试验过程,并同试验结果进行对比以验证模型准确性。进... 详细信息
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基于群管理的压水核电厂首循环装载研究
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核动力工程 2024年 第3期45卷 268-271页
作者: 廖鸿宽 胡钰莹 于颖锐 王丹 段永强 李天涯 何彩云 成都核总核动力研究设计工程有限公司 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 中国核动力研究设计院 成都610213
芯装载方案是关系到电厂经济性和安全性最为关键的设计内容之一,而传统的首循环装载方案由于采用全全新燃料组件的方式,不可避免地导致一批从首循环中卸出的组件无法继续使用,燃料经济性与芯经济性均欠佳,亟需开展燃料经济性更优... 详细信息
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基于vPower的核热推进系统自动控制方法
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核动力工程 2024年 第4期45卷 255-261页
作者: 马心怡 韩文斌 邓坚 黄善仿 齐志超 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 清华大学工程物理系 北京100084
核热推进具有推力大、比冲高、能量转换效率高、工作时间长等性能优势,在深空探测等领域前景广阔。反应堆自动控制可以减少人为导致的误操作事故,提高经济性和可靠性,减少不必要的损耗。为研究核热推进系统的自动控制方法,本文基于vPowe... 详细信息
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压水棒束多通道流场稀疏数据深度学习求解技术研究
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核动力工程 2025年 第2期46卷 81-89页
作者: 钱浩 陈广亮 刘东 于洋 姜宏伟 殷新立 杨玉诚 哈尔滨工程大学核科学与技术学院 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
反应堆芯典型工况雷诺数高达10^(5),冷却剂流动具有显著的非线性,实际流动边界及状态与理想流动方程存在一定的匹配性偏差,会导致求解过程中数据与控制方程的约束相冲突,彼此制约,导致求解收敛困难。为解决该问题,本文研发了一种基于... 详细信息
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双层隔振系统的隔振器刚度适配研究
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噪声与振动控制 2025年 第1期45卷 276-280,298页
作者: 江小州 刘帅 黄旋 张文正 王碧浩 袁志豪 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
以双层隔振系统研究对象,建立双层隔振系统的三维有限元模型。在给定的刚度范围内,单独改变设备隔振器刚度值或者底座隔振器刚度值时发现,任意一层隔振器刚度的变化对各级隔振均产生一定的影响。从底座隔振器与设备隔振器刚度比的角... 详细信息
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预氧化锆合金包壳在高温高压水中的微动磨损行为研究
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核动力工程 2024年 第5期45卷 142-154页
作者: 王俊 王志国 蔡振兵 李正阳 任全耀 刘晓红 焦拥军 西南交通大学摩擦学研究所 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 成都610213
为深入研究在实际服役过程中包壳随氧化时间变化后的微动磨损情况,采用过热水蒸气氧化的手段制备了多种预氧化包壳,并使用自制的高温高压切向微动磨损试验机开展了模拟压水运行工况的微动磨损试验,测量了基材以及经过不同时间预氧化... 详细信息
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核级管道焊缝可检率优化研究
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核动力工程 2024年 第6期45卷 237-241页
作者: 武相 崔聪 邬芝胜 蔡鼎阳 赵千里 干依燃 苏应斌 肖韵菲 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 生态环境部核与辐射安全中心 北京100082
核级管道焊缝不可检问题不仅使焊缝抽检比例达不到现行标准要求,而且影响焊缝全寿期内的状态监测,不利于反应堆冷却剂系统运行安全。以浮动式核电站核级管道焊缝役前检查为例,采用描述统计的方法,对焊缝不可检问题进行详细原因分析。分... 详细信息
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超临界二氧化碳喷射器结构设计与性能研究
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核动力工程 2023年 第S01期44卷 81-87页
作者: 冯梦娇 刘旻昀 黄善仿 黄彦平 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 清华大学工程物理系 北京100084 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室 成都610213
在不额外消耗机械功的条件下,为了尽可能消除超临界二氧化碳涡轮系统中产生的泄漏气体对循环稳定性的负面影响,本文基于等压混合理论和双壅塞临界状态设计了可将泄露气体加压输送回循环的喷射器结构,使用计算流体力学软件Fluent对该模... 详细信息
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