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检索条件"机构=中国核动力研究设计院核反应堆设计技术重点实验室"
3413 条 记 录,以下是1011-1020 订阅
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耐事故燃料双重非均匀性RPT方法研究
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技术 2020年 第8期43卷 20-24页
作者: 娄磊 姚栋 柴晓明 于颖锐 王连杰 彭星杰 王晨琳 谢运利 刘勇 肖鹏 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 成都610213
采用体积均匀化方法计算含有弥散燃料或弥散可燃毒物的双重非均匀性的系统会带来一定的计算偏差。传统反应性等效物理变换方法(Reactivity-equivalent Physical Transformation,RPT)可以用来处理弥散燃料以及吸收截面随燃耗变化不剧烈... 详细信息
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CF2燃料组件主要内辐照性能
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强激光与粒子束 2020年 第10期32卷 157-161页
作者: 李云 李华 张林 蒲曾坪 焦拥军 张坤 黄春兰 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
结合辐照考验方案,评价了CF2先导燃料组件的机械性能及燃料棒的热力性能,结果表明各项性能均满足准则要求。结合辐照后池边检查结果,对CF2燃料组件的主要内辐照性能进行了研究,包括燃料组件及燃料棒生长和弯曲、定位格架生长等各项燃... 详细信息
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过冷沸腾自然对流两相CFD模拟及应用
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原子能科学技术 2020年 第1期54卷 59-65页
作者: 李松蔚 Riccardo PURAGLIESI 杨帆 余红星 沈才芬 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 Paul Scherrer Institute Villigen 5232Switzerland
采用计算流体力学(CFD)方法,开展过冷沸腾自然对流两相模拟与应用研究。对侧壁加热圆柱水箱过冷沸腾自然对流实验采用两相CFD瞬态模拟,模拟时间为1 500 s,通过模型设置与模拟方法研究,再现了过冷沸腾发生后实验的温度阶跃,得到与实验较... 详细信息
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基于差分电感的分体式压力/差压测量系统研究
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自动化仪表 2024年 第9期45卷 27-31,37页
作者: 刘丹会 汪达 朱加良 徐涛 陈耀 王三义 余俊辉 李卓玥 李红霞 秦越 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 中核核电运行管理有限公司 浙江嘉兴314300 上海星申仪表有限公司 上海200122
随着安全级压力/差压变送器在核工业领域的广泛应用,提高其中传感器的可靠性已成为发展重点。对国内外核安全级压力/差压测量技术进行了深入研究。采用易远传的电感式传感器结构,设计了一种基于差分电感原理的安全级分体式压力/差压测... 详细信息
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基于CFD方法的阀门传热仿真分析
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阀门 2024年 第5期 616-619页
作者: 曹思民 陈志辉 王保平 杨灵均 侯丽强 金远 张峰 李颀铭 赵亮 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 四川成都610041 沈阳农业大学 辽宁沈阳110000 中国船舶渤海造船厂 辽宁大连125000
某核电厂蒸汽隔离阀长期处于蒸汽环境下,伴随高温、高湿状态,可能会导致阀门内部温度过高,引起阀门电装无法正常动作。考虑到阀门内部温度场不能有效的通过实验方法进行测量,且数值计算(CFD)能通过精细化的后处理,将数值求解结果形象直... 详细信息
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液态LBE介质轴流泵压力脉动特性数值研究
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核动力工程 2020年 第3期41卷 202-207页
作者: 王岩 余红星 郭艳磊 严明宇 隋海明 张玉龙 任云 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 兰州理工大学 兰州730050
基于雷诺时均N-S方程和重整化群(RNG)k-ε湍流模型,研究分析了轴流泵在常温清水和液态铅-铋合金(LBE)介质下的水力性能和压力脉动特性及其分布规律。结果表明:按照常温清水介质水力设计方法及相关经验系数完成的轴流泵的水力设计方案,在... 详细信息
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基于CFD的船舶水动力计算收敛性分析
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造船技术 2023年 第2期51卷 10-17页
作者: 张皓 郝承明 曲自信 喻巧 焦甲龙 中国核动力研究设计院 四川成都610213 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 华南理工大学土木与交通学院 广东广州510641
为基于计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics, CFD)的单体船型水动力性能计算参数提供参考依据,开展相关的收敛性分析。采用CFD数值计算,分析网格尺度、湍流模型和时间步长对于船舶水动力计算的收敛性影响,提出基于CFD的船舶水... 详细信息
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Rust语言在核电安全级仪控研发应用探讨
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仪器仪表用户 2023年 第6期30卷 65-68页
作者: 杨斌 蒋维 常泽海 西安交通大学核科学与技术学院 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
在核安全级(1E)仪控应用中,基于处理器的应用绝大部分使用C语言来实现。针对C语言存在弱内存管理、弱数据类型、易于出错的指针控制等天然语言缺陷,提出了更安全的Rust编程语言在核电仪控中应用可能性的探讨。首先分析了C语言固有特性... 详细信息
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排放载荷分析方法合理性论证及关键影响因素研究
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技术 2020年 第4期43卷 39-44页
作者: 吴丹 王杰 杜思佳 方红宇 喻娜 中国核动力研究设计院 成都610041 核反应堆系统设计技术重点实验室 成都610041
在自主化三代核电厂的设计中,为了满足超压保护功能,一般会使用较为先进的先导式安全阀。先导式安全阀较以前M310电厂的阀门,具有开启时间更短等特点。三代核电厂的稳压器安全阀如果在某些情况下开启,其上游水封将会对下游排放管道造成... 详细信息
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一种分子动力学与动力学蒙特卡洛耦合方法在核结构钢辐照氦演化研究中的实现与应用
一种分子动力学与动力学蒙特卡洛耦合方法在核结构钢辐照氦演化研...
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中国核学会2023年学术年会
作者: 李六六 胡雪飞 彭蕾 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 中国科学技术大学核科学技术学院
加速器驱动次临界、超高温气冷等第四代先进能源反应堆结构材料的研发,亟须借助数值模拟方法来缩短研发周期,提升研发效率。目前各种已有的数值模拟方法,只适用于特定的时间和空间尺度,而先进能源反应堆用核结构材料高温辐照效应,... 详细信息
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