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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重点实验室"
3077 条 记 录,以下是2951-2960 订阅
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竖直矩形通道内空气-水两相流动中气泡聚合研究
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科技视界 2017年 第16期 197-198页
作者: 王璐 孙中宁 张林 李伟 唐昌兵 刘洋华 武小莉 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 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001
本文在自然循环条件下,研究竖直上升矩形通道(50×50mm2)内气泡聚合行为特性,在此基础上进一步分析气泡聚合对自然循环能力的影响。结果表明:本实验条件下气泡初始平均直径大于4.5mm时升力系数大于零,直径小于4.5mm时升力系数变为负... 详细信息
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核安全级仪控产品设计制造风险管理研究
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自动化仪表 2023年 第S1期44卷 186-189,195页
作者: 穆兰芬 张大林 西安交通大学能源与动力工程学院 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
核安全法规定了核安全级仪控产品设计制造必须开展风险管理,但目前核电相关标准未制定具体的风险管理方法。ISO 9001—2016规定了组织应策划应对风险的措施。为落实核安全法对风险管理的要求,对ISO 9001—2016中关于“组织应策划应对风... 详细信息
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小型压水设计及物理特性分析
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科技视界 2021年 第17期 58-62页
作者: 方华伟 宁可为 尹莎莎 韩冰 曾涛 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 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001
为满足未来反应堆模块化、小型化设计要求,以现有小型压水方案为基础,提出小型模块化压水反应堆芯布置初步设计方案。并使用芯物理计算程序,利用蒙特卡洛方法对该方案进行芯物理计算与分析,给出几种典型工况下的反应性以及... 详细信息
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核反应堆超临界二氧化碳布雷顿循环中的压缩机
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科学技术创新 2021年 第13期 176-177页
作者: 曾涛 秦婧 方华伟 李沛颖 韩冰 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 东方电气集团东方锅炉股份有限公司 四川成都643001
由于超临界二氧化碳(SCO2)密度大、可压缩系数低、粘度低的特点,SCO2作为核反应堆二回路能量转换工质,优势明显。SCO2应用于核反应堆一般采用布雷顿循环。本文对国内外SCO2布雷顿循环的核心部件压缩机,从压缩机理论机理和实验研究两个... 详细信息
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反应堆多物理场耦合计算中的不确定性研究概述
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核科学与技术 2024年 第1期12卷 36-51页
作者: 彭翠婷 胡梦岩 熊青文 杨军 华中科技大学能源与动力工程学院核工程与核技术系 湖北 武汉 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
核反应堆是一个由粒子场、温度场、流体场、应力场等多个物理过程相互紧密耦合的系统,先进核反应堆数值模拟需要解决多尺度、大规模、多物理场耦合问题。近年来,随着计算机技术和现代数值仿真技术的进步,使得通过多物理场、多尺度等耦... 详细信息
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处理载流管道流固耦合效应的附加质量法
处理载流管道流固耦合效应的附加质量法
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第十三届全国反应堆结构力学会议
作者: 毛庆 张景绘 西安交通大学 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室(成都) 西安交通大学
已有的理论和实验研究表明,载流管道中的流固耦合效应影响系统动力特性.在工程管道动力分析中,通常只考虑流体静重,而忽略流体流动的影响,这将明显高估系统固有频率,从而产生设计隐患.提出了一种处理管道流体流动效应的工程方法,在推... 详细信息
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均匀加热棒束通道过冷沸腾流动传热计算分析
均匀加热棒束通道过冷沸腾流动传热计算分析
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中国核学会2017年学术年会
作者: 张君毅 闫晓 肖泽军 中国核动力研究设计院核反应堆热工水力技术重点实验室 华龙国际核电技术有限公司
采用壁面热分配模型对PSBT基准题中的5×5均匀加热全长棒束过冷沸腾传热进行了数值模拟研究。分析了加热段末端搅混格架(MVG)下游不同径向位置加热元件表面的传热特性,发现MVG下游存在强烈的横向流动会使不同径向位置加热元件表面... 详细信息
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时效工艺对GH4169合金弹簧丝微观组织及力学性能的影响
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热加工工艺 2021年 第16期50卷 126-130页
作者: 李维 高丙爽 翟心语 胥春燕 于耀华 刘威 张喆 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室 四川成都610213 天津大学化工学院 天津300350 上海第一机床厂有限公司 上海201306 江苏新华合金有限公司 江苏兴化225722
镍基高温合金制弹簧构件在航空航天和核电领域被广泛使用。研究了时效工艺对GH4169合金弹簧丝的微观组织结构以及温和高温下的力学性能的影响。结果表明,随着时效温度的升高,碳化物的含量和γ’相的尺寸逐渐增加。合金经670℃×8... 详细信息
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大型核化工储罐对接环焊缝棱角度分析
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广东化工 2012年 第4期39卷 288-289页
作者: 李玮 张琦 陈聪 中国核电工程有限公司 北京100840 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室 四川成都610041
大型核化工储罐体积大,制造安装环境苛刻,易发生环向焊缝棱角度超标等制造缺陷。本文分析了棱角度产生的原因及控制方案,并利用经验公式计算出某核化工储罐环焊缝棱角度的最大允许值,可利用此方法初步判定棱角度是否超差。分析结果表明... 详细信息
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基于动态贝叶斯网络的小型无人核动力系统可靠性分析
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海洋工程装备与技术 2023年 第1期10卷 57-63页
作者: 钟明君 郭永晋 张丹 蒋孝蔚 金杨 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 上海交通大学海洋智能装备与系统教育部重点实验室 上海200240 中国船舶及海洋工程设计研究院 上海200011
核动力装置十分适用于深空探测、深海作业等小型无人装备的能源供给。由于其孤岛运行的特点,如何形成平衡优化的高可靠系统设计方案是小型无人核动力装置研发的关键。本文首先分析典型小型无人核动力系统构型及动态特性;在此基础上,构... 详细信息
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