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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1071-1080 订阅
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基于分子动力学模拟Fe的辐照损伤行为研究
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科技视界 2022年 第21期 32-34页
作者: 田超 温兴坚 唐松乾 应栋川 李文瀚 核反应堆系统设计技术重点实验室 四川成都610213 中国核动力研究设计院 四川成都610213
反应堆压力容器或其关键设备可能会长期受到来自芯的高能中子射线照射造成辐照损伤,从而影响到其关键性能,所以需要对压力容器和关键设备的辐照损伤行为开展模拟研究。文章利用分子动力学原理,采用分子动力学分析软件LAMMPS以及后处... 详细信息
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新型不确定性分析容忍限估计方法
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核动力工程 2020年 第6期41卷 131-137页
作者: 郭家丰 卢川 毛辉辉 孙中宁 王建军 王晓烈 哈尔滨工程大学核科学与技术学院 哈尔滨150001 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
使用WILKS公式的不确定性分析方法因拥有降低计算量的优点而被广为使用,但是面对与高精度计算导致的时间成本逐渐提升,WILKS公式已不能完全满足需求。本文通过对WILKS公式原理分析,从数学原理上入手,提出了一种基于WILKS公式原理的不确... 详细信息
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数据不均衡条件下的控制棒驱动机构故障诊断
数据不均衡条件下的控制棒驱动机构故障诊断
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2024中国自动化大会
作者: 王昭苏 施海锐 郑杰 罗欣 彭仁勇 万一鸣 王治鹏 中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室 华中科技大学人工智能与自动化学院
控制棒驱动机构(Control Rod Drive Mechanism, CRDM)的状态监控对于核电站安全运行至关重要。然而,由于难以获取故障样本,导致数据集中故障样本远低于正常样本,引发类间数据不平衡,影响CDRM故障分类的准确性。为此,本文提出了一种基于... 详细信息
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FCM燃料内行为模拟及结构设计研究
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核动力工程 2020年 第5期41卷 197-200页
作者: 周毅 刘仕超 陈平 李垣明 辛勇 刘振海 张林 谷明非 赵艳丽 乐韵琳 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 南华大学核科学技术学院 湖南衡阳421001
本文采用二维特征模型模拟不同无燃料区厚度全陶瓷微封装弥散(FCM)燃料的热力学行为,在保证芯装载要求的条件下,研究不同结构FCM燃料SiC基体和包覆燃料颗粒SiC层的应力状态。通过优化无燃料区厚度,调整TRISO颗粒间的间距,保证无燃料区... 详细信息
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大空间内底部弧形加热段自然对流传热特性研究
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核动力工程 2020年 第1期41卷 199-204页
作者: 曾未 焦守华 朱力 张卓华 何晓强 柴翔 曾畅 宋丹戎 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 上海交通大学核科学与工程学院 上海200240
为准确预测安全壳上封头的自然对流换热特性以保证芯余热安全排出,设计了采用底部弧形加热段的矩形封腔自然对流装置,研究导热率对底部弧形加热段和封腔内流体温度分布的影响,并基于开源软件Open FOAM,采用数值模拟方法对比分析2种湍... 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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铸态Mg-8Y-6Gd-1Nd-0.17Zn稀土镁合金高温压缩本构行为及加工图
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稀有金属材料与工程 2020年 第8期49卷 2591-2598页
作者: 刘崇亮 权高峰 周明扬 郭阳阳 范玲玲 西南交通大学材料先进技术教育部重点实验室 四川成都610031 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
研究了铸态Mg-8Y-6Gd-1Nd-0.17Zn镁合金在应变量为50%、温度350~450℃、应变速率0.0001~0.1 s^-1条件下热压缩过程中的本构行为、组织演变和热加工性能。选用双曲正弦本构方程描述合金的流变行为以及变形参数间的关系。结果表明,温度和... 详细信息
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“华龙一号”主蒸汽隔离阀快关喷油CFD研究
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海峡科学 2023年 第5期 21-24,38页
作者: 胡文盛 孙都成 马旺发 张潇宇 孙道鹤 福建福清核电有限公司 福建福州350000 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 四川成都610213
当核电厂主蒸汽管线发生破裂时,主蒸汽隔离阀提供主蒸汽的快速隔离功能,以限制失控的蒸汽释放不超过一台蒸汽发生器的装水容量。“华龙一号”示范工程采用国产新型主蒸汽隔离阀,在主蒸汽隔离阀首次单体调试快关试验中出现了不同程度的... 详细信息
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两相流流体网络水力热力耦合计算分析
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核动力工程 2020年 第S02期41卷 5-9页
作者: 王雅峰 刘东 于洋 潘炎 唐雷 庞勃 黄擎宇 周俊燚 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 哈尔滨工程大学核科学与技术学院 哈尔滨150001
根据核电厂流体系统设计、安全分析与高精度仿真计算验证的需要,针对核电厂二回路系统蒸汽参数变化剧烈等两相流问题,进行了两相流流体网络水力热力耦合分析模型及算法研究,建立了一种能够准确响应流体网络中热力参数剧烈动态变化过程... 详细信息
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基于PCA的主泵传感器状态监测模型
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核动力工程 2020年 第3期41卷 170-176页
作者: 朱少民 夏虹 彭彬森 王岩 王志超 张汲宇 姜莹莹 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 哈尔滨150001 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
核电厂主泵的主、辅系统中布置了大量的传感器,随着主泵的运行,传感器会出现不同程度的老化或故障。为了改善现有核电厂传感器周期性测试和校准方案的不足,提高运行的安全性与经济性,采用主成分分析(PCA)技术对主泵的传感器进行状态监... 详细信息
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