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自然循环工况蒸汽发生器一回路流量分配特性分析
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核动力工程 2024年 第4期45卷 103-110页
作者: 栾行健 王文 宋嘉豪 韩菲 蒋二辉 程坤 杨帆 上海交通大学机械与动力工程学院 上海200240 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
自然循环是核动力系统一种特殊运行工况,此时蒸汽发生器内倒U型管束会发生反流现象,从而影响一二次侧换热功率与运行稳定性。本研究开发核动力装置蒸汽发生器内一次侧流量分配计算程序,以芬兰PACTEL压水反应堆实验验证计算程序准确性,... 详细信息
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铁铬铝骤冷过程最小膜态沸腾温度实验研究
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核动力工程 2024年 第4期45卷 267-273页
作者: 王泽锋 邓坚 邱志方 陈曦 王啸宇 陈建达 熊进标 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 上海交通大学机械与动力工程学院 上海200240
铁铬铝(FeCrAl)作为事故容错燃料(ATF)包壳的主要候选材料,能够抑制反应堆在严重事故下产氢释能的风险,提高反应堆的事故耐受能力。本文基于可视化方法研究了FeCrAl和Zr-4在骤冷过程中的沸腾传热行为。通过一维导热反问题求解计算FeCrA... 详细信息
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面向下一代核电DCS通信系统的抗噪声编码研究
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核动力工程 2024年 第4期45卷 274-279页
作者: 单巍伟 任洁 彭伟伦 曾辉 李思兴 肖安洪 冯晋涛 邓宇豪 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 中核核电运行管理有限公司 浙江嘉兴314300
在核电厂无线线路改造或下一代分布式控制系统(DCS)设计时引入无线信号的过程中,需通过纠错码提升无线通信质量。本文针对已编码无线信号核电厂仪控设备周边环境的通信性能进行研究,首先阐述了核电厂无线通信信号面临的问题,其次建立了... 详细信息
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热管固态芯燃料辐照-热-力耦合性能分析
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技术 2024年 第7期47卷 99-107页
作者: 杨轩 李权 李晨曦 章静 巫英伟 贺亚男 郭凯伦 苏光辉 田文喜 秋穗正 西安交通大学能源与动力工程学院 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
热管冷却反应堆(简称:热管)具有高可靠性和固有安全性、体积小、模块化和全固态芯等特点。固态芯燃料服役过程在高温、强辐照、固态约束多因素作用下芯的传热和力学性能受到严重影响,基体接触导致应力与间隙换热都随燃耗加深而... 详细信息
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小型压水抑压特性试验与数值模拟研究
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核动力工程 2023年 第1期44卷 60-66页
作者: 邱志方 郭容达 曹学武 余红星 孙洪平 罗跃建 上海交通大学 上海200240 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
为了研究小型压水抑压系统的抑压效果,建立了小型安全壳抑压特性试验装置,开展了定流量和变流量混合气体排放实验,以研究气-水容积比和不可凝气体对抑压效果的影响。实验结果表明,气-水容积比在2~4.55范围内,随着气-水容积比的增大,... 详细信息
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基于POD方法的EPR燃料棒流致振动特性分析
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力学学报 2024年 第3期56卷 659-669页
作者: 闵光云 冯琳娜 姜乃斌 中山大学中法核工程与技术学院 广东珠海519082 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
EPR(European pressurized reactor)燃料棒相比M310燃料棒的棒长更长,导致其频率降低、幅值增大,在冷却剂的作用下,会加剧格架与棒束之间微动磨损(grid-to-rod fretting,GTRF),进而造成放射性物质的泄漏.将EPR燃料棒简化为3D梁模型,将... 详细信息
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基于Apros的套管式蒸汽发生器给水控制优化研究
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核动力工程 2023年 第4期44卷 170-178页
作者: 刘海鹏 王昌朔 叶竹 田培妤 海军装备部 北京100005 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
针对套管式蒸汽发生器强耦合性造成的给水控制问题,以采用套管式蒸汽发生器的商用模块化小型反应堆汽水循环系统研究对象,基于APROS软件建立汽水循环系统仿真模型。稳态仿真结果表明,仿真模型具有较高的仿真精度,满足仿真分析需求。... 详细信息
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秦山第二核电厂1、2号机组核功率测量系统升级改造设计
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核动力工程 2024年 第5期45卷 237-242页
作者: 张芸 王银丽 田野 罗炜 黄有骏 卓祥林 何佳佶 李梦书 孙琦 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 中核核电运行管理有限公司 浙江嘉兴314300
基于秦山第二核电厂1、2号机组核功率测量系统现状,聚焦原系统特点和存在的问题,分析核功率测量系统改造的必要性,介绍了核功率测量系统数字化改造的范围。通过秦山第二核电厂1、2号机组核功率测量系统升级改造设计,探讨了核功率测量系... 详细信息
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16MND5钢单轴棘轮疲劳行为试验研究
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核动力工程 2025年 第1期46卷 160-168页
作者: 莫旭阳 朱明亮 张尚林 杨立才 陈尧 轩福贞 华东理工大学机械与动力工程学院 上海200237 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
本文旨在分析材料在不同循环载荷作用下的棘轮演化规律,以指导核电站关键部件的寿命预测及结构完整性评价。针对国产反应堆压力容器用16MND5锻造贝氏体钢,在350℃下开展一系列对称和非对称应力控制试验,研究了应力幅和平均应力对棘轮行... 详细信息
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基于等效热网络法的控制棒驱动机构温升分析
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核动力工程 2024年 第5期45卷 199-205页
作者: 徐奇伟 刘升 罗凌雁 于天达 付国忠 杨云 赵一舟 重庆大学输变电装备技术全国重点实验室 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
核反应堆中的控制棒驱动机构(CRDM)长期运行在高温、高压、高辐射的恶劣环境中,为有效预防其因温度过高而造成损坏,需要对CRDM内部组件进行温度预测与估计,以提高核反应堆的安全性与可靠性。本文提出一种基于等效热网络法的温度估计方... 详细信息
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