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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"
3115 条 记 录,以下是821-830 订阅
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反应堆核加热冷启动压力控制及超压问题仿真分析
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核动力工程 2020年 第5期41卷 84-88页
作者: 青先国 肖凯 黄轲 陈冠宇 李羿良 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610213
基于反应堆核加热冷启动过程操纵和控制要求,开展了反应堆核加热冷启动过程压力自动控制方法研究,完成了系统压力自动控制方法设计与控制仿真验证;同时对冷启动水密实状态的超压问题进行了仿真分析,提出了防止超压事故的联锁控制方法。... 详细信息
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基于虚拟电感的PMSM无位置传感器混合控制策略
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微电机 2022年 第5期55卷 45-50页
作者: 骆攀 刘鎏 青先国 谢峰 赵俊杰 陈凯旋 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 成都610041
为实现永磁同步电机全速域无位置传感器控制,常采用低速I-F开环控制和高速反电势模型法相结合的混合控制策略。但这两种方法建立在不同的坐标系,存在着控制结构上的差异,在方案切换时易引起系统振荡。针对此问题,提出了一种基于虚拟电... 详细信息
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小破口失水事故非能动系统瞬态特性研究
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核动力工程 2020年 第2期41卷 189-192页
作者: 金远 蒋孝蔚 邓坚 刘余 毕树茂 朱大欢 杨帆 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
为了解先进压水小破口失水事故下非能动安全壳冷却系统、非能动芯冷却系统、非能动余热排出系统的瞬态响应特性,需开展小破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合响应特性研究。分析结果表明,小破口失水事故下,耦合分析中非... 详细信息
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悬臂梁在承受支座冲击载荷作用下的刚塑性动力响应分析
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核科学与工程 2025年 第2期 202-208页
作者: 袁锋 中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室
结构在冲击载荷作用下,一般会进入屈服状态,载荷会重新分布,导致结构在塑性下的响应与弹性下的响应两者差异很大,因此有必要进行塑性动力响应的分析。与结构自身承受冲击载荷不同,结构在支座承受冲击载荷的情况,有其特殊之处。本... 详细信息
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超临界二氧化碳PCHE内壁金属氧化膜剪切失效强度测量方法
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核动力工程 2023年 第S02期44卷 115-119页
作者: 黄军林 李超 朱小良 涂益友 徐青蓝 东南大学能源与环境学院 南京210096 东南大学材料科学与工程学院 南京210096 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室 成都610213
印刷电路板式换热器(PCHE)内壁金属氧化膜脱落问题严重影响超临界二氧化碳布雷顿循环机组的安全高效运行。现有的脱落预测模型因缺少氧化膜剪切失效强度这一关键参数而难以做出准确预测。针对这一问题,对氧化膜/金属基体界面的过渡层应... 详细信息
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环氧树脂复合片状钨酸镱的医用γ射线屏蔽性能研究
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稀土 2022年 第4期43卷 81-87页
作者: 张雪松 薛丽燕 江正明 李玉光 杨帆 李长香 中国科学院海西研究院厦门稀土材料研究所 福建厦门361021 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计国家级重点实验室 四川成都610213 福州大学石油化工学院 福建福州350108
以硝酸镱、钨酸钠为原料,采用水热合成法制备得到片层状钨酸镱(Yb_(2)WO_(6))粉体,并将钨酸镱粉体分散在环氧树脂中得到EP/Yb_(2)WO_(6)复合材料,测试其在低能、中能和高能场下的γ射线屏蔽性能。由SEM显示Yb_(2)WO_(6)呈片状分布,大小... 详细信息
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Mg-3.5Li-6Al合金制备及高温力学性能研究
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稀有金属与硬质合金 2021年 第5期49卷 53-58页
作者: 廖楠 赵艳丽 刘仕超 杨青峰 王鹏 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
采用合金熔炼加热熔化高纯度原料、熔剂加混合气体联合保护的方式制备出Mg-3.5Li-6Al合金,并对其成分、物相、微观组织和温及高温力学性能进行检测和分析。实验结果表明:此种方式制备的镁锂铝合金组织和力学性能均匀,主要由α-Mg和Al... 详细信息
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核电工程实时网络研究及应用
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仪器仪表用户 2023年 第5期30卷 93-97页
作者: 周静 田文喜 丁捷 西安交通大学 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
针对核电领域DCS平台的仪控产品,实时通信网络架构设计、选型方面等相关问题的处理缺乏理论基础和性能比较,以及国产化安全级DCS平台的设计缺乏成熟经验借鉴等问题,本文对基于不同协议的实时性网络通信架构的软硬件实现进行了研究,提出... 详细信息
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主曲线方法在核电厂压力容器老化延寿中的应用
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核动力工程 2020年 第2期41卷 45-48页
作者: 虞晓欢 杜娟 邵雪娇 杨宇 刘贞谷 田俊 杨灵芳 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
反应堆压力容器的压力-温度限值曲线(P-T限值曲线)方法是确保压力容器完整性的重要方法,在处理压力容器老化延寿问题中有着重要意义。传统的方法利用由t-RTNDT曲线表征的材料准静态断裂韧性限值(KIc)绘制P-T曲线,这种方法不能直接测量... 详细信息
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环状流液膜界面扰动波湍流诱导形成机制研究
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核动力工程 2021年 第2期42卷 77-81页
作者: 何辉 任全耀 叶停朴 吴瑶 潘良明 重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室 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 中广核研究院有限公司 广东深圳518000
为探明环状流液膜界面扰动波形成机制,以准确预测液膜质量输运和干涸(Dryout)型临界热流密度特性,本研究通过将高速摄像与液膜厚度电导传感结合的方法,分别对液膜界面波的演化行为和液膜厚度进行定性可视化分析和定量测量实验。结果表明... 详细信息
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