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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"
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Flowm aster与Fluent耦合接口技术研究
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科学技术创新 2021年 第18期 54-56页
作者: 陈爽 刘诗文 孙燕 杨钊 张骐 王嘉瑞 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
在进行复杂的流体系统计算时,单一维度的模拟计算难以同时满足模拟精度及计算周期的要求。本文以Flowmaster和Fluent为对象,基于C#平台开发了一/三维耦合程序。并建立Y形管道一维、三维模型,通过耦合程序实现了Y形管道Flowmaster和Fluen... 详细信息
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含铒不锈钢屏蔽材料中第二相的析出行为研究
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钢铁钒钛 2020年 第2期41卷 163-168页
作者: 赵勇 刘云明 谷明非 潘钱付 王玉容 吴裕 中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室 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
利用金相显微镜(OM)和扫描电镜(SEM)对含铒不锈钢中第二相的析出行为进行了研究。结果表明:不锈钢中第二相以Ni-Er系为主,存在两种元素组成一致但含量差异明显的第二相,两种第二相中Ni、Er摩尔分数之比均为2∶1;不锈钢中第二相大部分呈... 详细信息
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舰船关键系统故障诊断技术研究
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科技视界 2021年 第10期 115-117页
作者: 夏源 李丹 杨戴博 黎刚 李昆 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
舰船作为航运业的交通工具,对国家的军事、经济等方面具有重要的意义。随着舰船体量与结构的复杂化,舰船故障率提升,舰船相关系统的故障诊断技术研究受到广泛关注。舰船系统的自动化程度的提高,对舰船系统故障状态的诊断与处理方面提出... 详细信息
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板壳连接结构的刚度特性影响研究
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中国机械 2024年 第10期 11-15页
作者: 江小州 刘帅 黄旋 张文正 廖国江 王碧浩 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
本文针对板壳连接结构的刚度特性展开研究,以耦合方式、本构模型、耦合区域范围等作为切入点,分别研究了它们对板壳连接结构各个方向的刚度特性的影响规律。研究结果表明:不同耦合方式会对板壳连接结构的刚度计算产生影响;相较于线... 详细信息
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基于层次分析法的核燃料包壳涂层制备可靠性评价及质量改进
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中国设备工程 2024年 第11期 230-232页
作者: 胡述伟 祁童百惠 周明扬 尹泓卜 兰峋 王昱 高士鑫 辛勇 陈平 中国核动力研究设计院 核反应堆技术全国重点实验室 四川成都610213 中航(成都)无人机系统股份有限公司 四川成都611743 中国商飞上海飞机设计研究院 上海210200
在前期工业化全尺寸设备试生产中,核燃料包壳涂层存在一次合格率低问题。本文采用层次分析法对核燃料包壳涂层进行了可靠性评价,通过判断矩阵的构建、权重计算以及一致性检验成功查找出导致涂层制备可靠性不足的主要影响因素,并针对这... 详细信息
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具备三代核电安全功能特征的RCI系统冷却剂流道设计
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科技视界 2021年 第12期 103-106页
作者: 邱阳 杨敏 谢国福 陈海波 杨立才 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
田湾5、6号机组核岛设计在充分吸收福岛核事故经验反馈的基础上,采纳先进三代核电的熔融物内滞留(IVR)安全设计理念,设置了腔冷却剂注入(RCI)系统。为实现RCI功能,反应堆压力容器(RPV)保温层需与RPV以及坑壁之间形成具有一定间隙... 详细信息
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核电仪控系统散热性能模拟分析与试验研究
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重庆理工大学学报(自然科学) 2021年 第10期35卷 233-240页
作者: 陈伟 刘明星 王东伟 梁建 刘美玲 李华桥 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 西安交通大学能源与动力工程学院 西安710049 四川大学计算机学院 成都610041
为保证核电仪控系统的热稳定性和热可靠性,从机柜系统的角度出发,通过获取功能模块在机柜系统中工作时的周边环境参数,通过详细建模获取单个器件的温度情况,并对器件的温度值校核,判断器件是否满足其工作温度要求。结合长期稳定性试验... 详细信息
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反应堆压力容器筒体及接管整体集成锻件成型方案研究
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科技视界 2022年 第30期 40-43页
作者: 王昫心 胡杰 周高斌 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 中国一重集团有限公司 天津300000
受限于国内工业生产能力和锻件生产水平,目前核电上反应堆压力容器的筒体部分一般为多个锻件或锻件集合组焊而成的锻焊结构。多个锻件组焊而成的筒体结构会增加了焊缝区域,增加了产生缺陷的风险,同时制造速度和材料利用率较低,增加了制... 详细信息
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核反应堆控制棒驱动机构动作部件状态检测研究
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核动力工程 2019年 第2期40卷 90-94页
作者: 谢细明 彭航 张倬 孙启航 张智峰 霍蒙 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
针对反应堆内环境条件下控制棒驱动机构(CRDM)常用状态检测方法难以应用的情况,提出了一种新的通过在线测量线圈电感值进行CRDM动作部件状态检测的方法,通过试验获取了线圈电感值与动作部件状态之间关系,幵进行了样机模拟故障状态检... 详细信息
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基于PHYCA软件的“华龙一号”反应堆水力学分析
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核动力工程 2019年 第2期40卷 23-26页
作者: 汤华鹏 刘余 陈曦 黄慧剑 沈才芬 李松 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
针对核电厂反应堆水力学分析的需求,中国核动力研究设计自主研发了PHYCA软件。为了迚一步评价软件的工程适用性,以自主化三代核电"华龙一号"为对象,开展了基于PHYCA软件的反应堆水力学分析,给出了压力容器内主要部件的压降... 详细信息
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