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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防重点实验室"
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超临界水冷燃料棒性能分析程序适用性研究
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核动力工程 2013年 第1期34卷 97-100,120页
作者: 邢硕 姚栋 尹春雨 庞华 涂晓兰 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610041
根据超临界水冷(SCWR)燃料棒的热工水力特点,基于压水(PWR)燃料棒性能分析程序的理论模型和计算方法研究燃料包壳的物性模型和超临界水(SCW)与燃料包壳的传热模型,建立适用于SCWR燃料棒的性能分析程序——SCWRFPA。采用SCWRFPA和可... 详细信息
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基于T-S型模糊神经网络的反应堆功率调节研究
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核动力工程 2013年 第3期34卷 109-112页
作者: 廖龙涛 陈智 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610041
压水核动力装置通过对反应堆功率的控制,实现大范围工况变化下对负荷的跟踪,并维持反应堆主要参数的稳定。为了提高核功率的控制效果,提出一种基于T-S型模糊神经网络的自适应模糊控制器,并通过多种工况仿真试验下与经典比例-积分(PI)... 详细信息
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基于大涡模拟(LES)的格架外条带区域压力和速度瞬态特性研究
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核动力工程 2013年 第4期34卷 38-42页
作者: 卢川 卢庆 张虹 鲁剑超 焦拥军 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610041
分别运用雷诺平均模拟(RANS)方法和大涡模拟(LES)方法对燃料组件格架外条带区域的流场和压力场进行瞬态求解。分析发现:采用2种方法所计算出的速度分布大体一致,但是RANS方法不能捕捉到速度和压力的瞬态变化特性,而LES方法能够有效观察... 详细信息
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磁力提升型控制棒驱动机构提升磁极螺纹疲劳研究
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核动力工程 2013年 第S1期34卷 112-115页
作者: 唐向东 杨博 陈西南 余志伟 王德军 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610041
对磁力提升型控制棒驱动机构的运动进行电磁-运动仿真。通过电磁分析、力学分析以及疲劳分析的方法,对控制棒驱动机构提升磁极螺纹进行了疲劳分析。结果表明,目前二代核电机型中驱动机构提升磁极在使用寿命内,螺纹结构满足使用要求,但... 详细信息
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非能动安全壳冷却系统CFD冷凝和蒸发模型研究
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核动力工程 2013年 第S1期34卷 188-191,195页
作者: 黄代顺 蒋孝蔚 余红星 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610041
利用计算流体动力学(CFD)程序平台CASTEM,开发非能动安全壳冷却系统的冷凝、蒸发模型。冷凝模型中分别采用Buleev和k-ε两种湍流模型,蒸发模型采用了***(2009)发展的液膜蒸发模型。试验验证分析表明,计算值与试验值吻合较好,所建立的冷... 详细信息
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超临界水冷内构件密封研究
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核动力工程 2013年 第1期34卷 57-59,70页
作者: 刘晓 方才顺 王留兵 张宏亮 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610041
为实现中国超临界水冷(CSR1000)双流程设计方案,反应堆内部需要设置多处密封结构。鉴于电厂压水及其他行业在密封结构上的使用经验,"O"形环、"C"形环用于CSR1000内构件密封设计是可行的,通过有限元软件ANSYS... 详细信息
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面向核反应堆计算软件的运行平台设计与实现
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核动力工程 2013年 第S1期34卷 77-79页
作者: 冯波 芦韡 冯晋涛 范家杰 袁光辉 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610041
提出一种面向核反应堆计算软件的运行平台,采用虚拟化与跨服务器硬件平台的技术使平台能在主流的操作系统上运行;同时开发了适用于芯显示与操作的图形库,为用户提供友好的人-机交互界面,提升软件使用效率。该平台目前已成功应用于核... 详细信息
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反应堆保护系统结构与可靠性的关系
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核动力工程 2013年 第S1期34卷 179-183页
作者: 肖鹏 周继翔 刘宏春 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610041
反应堆保护系统设计准则出发,定性分析提高系统可靠性的措施,并以目前国内核电厂中广泛使用的2种反应堆紧急停系统的逻辑处理部分作为分析对象,采用故障树的分析方法计算其可靠性,得到了定量化的计算结果,为后续反应堆保护系统的... 详细信息
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24个月换料周期燃料管理初步研究
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核动力工程 2013年 第S1期34卷 99-102页
作者: 王丹 王金雨 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610041
目前国内大部分压水核电站已经过渡或计划过渡到18个月的换料周期,而更长周期的燃料管理策略是未来的发展趋势。本课题以秦山第二核电厂为研究对象,分析研究将换料燃料富集度提高到4.95%及56个和60个换料新组件的燃料管理方案。结果表... 详细信息
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辐照监督管中子注量率精细化模型计算方法研究
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核动力工程 2013年 第S1期34卷 84-86页
作者: 邓理邻 吕焕文 谭怡 肖锋 魏述平 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610041
针对采用传统简化模型计算反应堆辐照监督管快中子注量率出现的计算结果与实测值误差较大问题,对计算模型进行改进,建立芯燃料组件内部结构的精细化计算模型,并将传统简化模型、改进的精细化模型的计算结果与实测值进行比较。结果表明... 详细信息
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