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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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辐照温度对反应堆压力容器材料辐照脆化行为的影响规律研究
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核动力工程 2024年 第S2期45卷 102-109页
作者: 董元元 罗英 杜华 胡甜 王晓童 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
反应堆压力容器(RPV)承受着强烈的中子辐照作用,随着快中子注量的累积,RPV产生不可忽视的辐照损伤,其中辐照温度是影响其辐照损伤的重要因素之一。针对辐照温度对RPV的影响机理研究,本文开展了现有预测模型分析、原位离子模拟辐照试验... 详细信息
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泵类设备浮筏结构轻量化设计研究
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科学技术创新 2023年 第10期 56-59页
作者: 李旸 魏博 路彤 王禹 黎昭文 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
针对泵类设备浮筏结构的轻量化设计需求,为获得更高效的结构,本研究采用拓扑优化技术开展浮筏结构优化设计研究,并利用有限元分析的方法完成优化前后的浮筏结构力学性能和浮筏隔振系统隔振性能的对比分析。结果表明,优化后的浮筏结构在... 详细信息
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热工水力分析程序中的液位追踪模型对比与研究
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核科学与工程 2023年 第4期43卷 751-759页
作者: 杨军 张恩昊 姚垚 陈伟 丁书华 华中科技大学能源与动力工程学院 湖北武汉430074 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
混合液位(Mixture Level),又称两相液位(Two phase level)或液位膨胀(Level swell),是气体存在导致两相流体液面抬升的现象。反应堆芯中的混合液位是决定芯是否裸露的重要因素,其他如蒸汽发生器或抑压水池等部件的混合液位也对安全... 详细信息
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基于竖直圆管空气-水两相流实验的相间曳力模型研究
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原子能科学技术 2022年 第8期56卷 1499-1505页
作者: 张卢腾 黄涛 张牧昊 祝文 何清澈 许汪涛 孙皖 马在勇 丁书华 李仲春 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 四川成都610041 成都理工大学核技术与自动化工程学院 四川成都610059
研究两相流相间阻力特性对系统程序关键本构模型封闭具有重要意义。本文基于竖直圆管开展了空气-水两相流实验,采用四探头电导探针对空泡份额、气泡弦长和界面面积浓度等气泡参数的径向分布进行了测量。结果表明空泡份额和气泡弦长呈现... 详细信息
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双泵公共支承隔振及线谱控制技术研究
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科学技术创新 2023年 第12期 79-82页
作者: 魏博 李旸 王禹 黎昭文 路彤 刘佳 赖建永 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
泵类设备是工程中常用的一类设备,也是工程中常见的振动噪声源之一。以并联设置的2台泵为研究对象,结合该型泵一用一备的特点,设计了公共支承结构将两台泵集中布置,并加装动力吸振器进一步控制激励频率处的振动,形成了公共支承隔振与线... 详细信息
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新型核反应堆用氢化钇慢化材料关键性能概述
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核科学与工程 2024年 第3期44卷 513-520页
作者: 段振刚 高士鑫 赵艳丽 李垣明 辛勇 李权 粟敏 重庆大学能源与动力工程学院核工程与核技术系 重庆400044 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 四川成都610213
由于各种功能灵活、安全高效的多用途反应堆技术的快速推进,以高温高压水为中子慢化材料的传统方案已不能满足新型反应堆对高温和结构紧凑的设计要求。金属氢化物,尤其是氢化锆和氢化钇,具有适用温度更高、体积更小、使芯布置更灵活... 详细信息
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氦-氙混合气体动力粘度测量
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核动力工程 2021年 第6期42卷 32-37页
作者: 胡文桢 李仲春 刘晓晶 邓坚 曲文海 上海交通大学核科学与工程学院 上海200240 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
针对氦-氙混合气体热物性参数的研究匮乏问题,对氦-氙混合气体的粘度进行了研究。基于双毛细管法设计实验装置,并考虑了修正项;采用氩气对实验装置进行标定后,测量了2种氦-氙混合气体(15、40 g/mol)在温度298.15~548.15 K、压力0.1~2.5 ... 详细信息
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重水冷却钍基长寿命模块化小概念设计研究
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核动力工程 2021年 第2期42卷 23-28页
作者: 孙启政 王连杰 张滕飞 李向阳 刘晓晶 上海交通大学核科学与工程学院 上海200240 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
基于传统压水(PWR)技术,提出一种重水冷却的钍基长寿命模块化小(RMSMR)的概念设计方案,采用二维模型系统分析并对比了PWR和RMSMR的燃料类型、慢化剂类型等参数,获得反应堆各项中子学参数的变化机理;然后基于二维计算结果提出了最终... 详细信息
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船用核安全级基座强度研究
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船舶工程 2023年 第6期45卷 68-72,155页
作者: 张皓 赵瑾 郝承明 羊卫 唐旭东 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 哈尔滨工程大学船舶工程学院 哈尔滨150001 中国船舶及海洋工程设计研究院 上海200011
船用核安全级基座承受设备重力、波浪载荷和冲击载荷等多种载荷,研究船用核级基座强度对船舶核安全有着重要作用。以某核动力船舶在设定海域的波浪载荷为基础,通过有限元软件NASTRAN对多个海浪作用下的基座结构强度进行数值模拟,并采用... 详细信息
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长期低功率运行对燃料棒PCI性能影响分析
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科学技术创新 2023年 第19期 169-172页
作者: 何梁 张坤 陈平 邢硕 王坤 刘振海 胡超 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
本文基于FUPAC软件对长期低功率运行下燃料棒包壳的PCI性能进行了计算分析,分析结果表明,发生II类瞬态时,长期低功率运行工况下的包壳应变能密度将明显高于正常运行工况,并导致燃料棒包壳PCI失效裕量的降低。受长期低功率运行模式的影响... 详细信息
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