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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重点实验室"
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格架松弛对燃料棒湍流激励及微振磨损的影响研究
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原子能科学技术 2018年 第10期52卷 1810-1816页
作者: 齐欢欢 冯志鹏 姜乃斌 黄茜 黄旋 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
假设所有支承有效,基于燃料棒模态分析的结果,根据压水燃料棒的流场分布特征,采用功率谱密度表征湍流激励,结合相关功率谱密度试验参数,求解了各阶模态的振动位移均方值,基于ARCHARD磨损公式计算了燃料棒刚凸位置的磨损深度。由于制... 详细信息
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基于格林函数方法的核部件疲劳分析方法研究
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原子能科学技术 2021年 第2期55卷 305-314页
作者: 谢海 邵雪娇 张毅雄 卢喜丰 艾红雷 白晓明 高世卿 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
格林函数法是一种快速求解热应力的方法。本文阐述了格林函数法的理论,并采用快速傅里叶变换(FFT)的方法加速其中关键积分的计算速度;还对疲劳分析后续流程进行了讨论,包括应力线性化、应力极值点选取、雨流计数法应力配对和环境疲劳修... 详细信息
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华龙一号反应堆冷却剂系统抗震设计关键技术
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原子能科学技术 2022年 第S01期56卷 83-91页
作者: 熊夫睿 沈平川 王新军 叶献辉 张毅雄 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
华龙一号是满足三代核电技术指标要求的自主化百万千瓦压水核电机组,其抗震能力达到0.3g。为达到该抗震指标,对反应堆冷却剂系统在关键设备结构加强及优化、管道破前漏技术应用、抗震载荷分配精细化计算、抗震设计标准化、抗震裕度评... 详细信息
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轴向行波设计
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原子能科学技术 2015年 第B05期49卷 94-99页
作者: 孙伟 李庆 倪东洋 王连杰 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
从中子扩散方程和燃耗方程出发,详细推导了轴向行波一维简化计算模型,并针对公式推导中的相关假设从反应堆物理的角度进行解释,从理论上论证了轴向行波燃烧概念的可行性。针对轴向行波设计难点,即启设计,从启区长度选取、... 详细信息
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华龙一号包络功率形状验证方法研究
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原子能科学技术 2021年 第1期55卷 128-134页
作者: 刘同先 李天涯 肖鹏 廖鸿宽 于颖锐 周金满 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
芯功率分布可用径向功率分布和轴向功率分布分别描述,功率分布对芯偏离泡核沸腾(DNB)具有较高的重要性。核电厂在运行过程及事故过程中可能出现的功率分布各不相同,为有效简化热工水力设计及事故分析所需的功率形状,根据事故过程中... 详细信息
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多物理场耦合TRISO颗粒内行为研究
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原子能科学技术 2022年 第S01期56卷 100-108页
作者: 刘仕超 周毅 李垣明 唐昌兵 路怀玉 廖楠 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
三向同性燃料(TRISO)颗粒是高温气冷元件和弥散微封装燃料最核心的组成部分,在反应堆运行过程中,TRISO颗粒在辐照-热-力多物理场的作用下发生变形、产生温度梯度及颗粒内部裂变产物扩散等行为,为研究TRISO颗粒在高温气冷环境下的... 详细信息
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数字化核仪表系统样机上试验及验证
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核动力工程 2022年 第2期43卷 226-231页
作者: 王银丽 何正熙 包超 高志宇 武文超 罗庭芳 喻恒 罗炜 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
针对目前国内核电厂核仪表系统设备主要依赖进口的现状,设计研发了一套数字化核仪表系统样机,系统样机主要包括中子探测器组件、信号调理和处理样机以及信号监控设备。通过介绍样机在商用上的安装和试验情况,详细分析了反应堆、... 详细信息
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子通道分析软件CORTH的研发
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核动力工程 2017年 第6期38卷 157-162页
作者: 刘余 谭长禄 潘俊杰 王啸宇 徐良剑 邓坚 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
子通道分析软件CORTH基于具有滑速比的四方程模型,适用于反应堆芯或加热棒束实验热工水力分析。CORTH软件的研发采用模块化设计和面向对象的编程语言,针对输入和输出特别设计了图形化的用户界面。软件通过了独立的第三方测试,检验了... 详细信息
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超临界水冷CSR150概念设计
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核动力工程 2023年 第S01期44卷 9-13页
作者: 甯忠豪 王连杰 卢迪 夏榜样 黄彦平 陈兴 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中核核反应堆热工水力技术重点实验室 成都610213 中国核动力研究设计院 成都610213
超临界水冷(SCWR)是第IV代核能系统候选芯之一。在中国核动力研究设计提出的中国超临界水冷(CSR1000)概念设计方案的基础上,提出了超临界技术示范(CSR150)概念设计方案。本文开展了CSR150设计研究,芯采用45盒燃料组件设... 详细信息
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核设备弹塑性疲劳分析方法研究
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原子能科学技术 2017年 第11期51卷 2036-2041页
作者: 王东辉 张丽屏 傅孝龙 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
核电设备在运行寿命期间承受温度、压力变化恶劣的瞬态,应力交变幅值通常会超过材料的屈曲极限,此时简化弹塑性疲劳分析很难满足ASME规范要求。本文基于应变的塑性疲劳分析研究了去除简化弹塑性疲劳分析的保守性,并对蒸汽发生器给水管... 详细信息
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