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检索条件"机构=中国核动力研究设计院核反应系统设计技术重点实验室"
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铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故三维程序开发及验证
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核动力工程 2023年 第4期44卷 226-233页
作者: 辜峙钘 余红星 黄代顺 严明宇 申亚欧 冯文培 龚政宇 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 成都理工大学核技术与自动化工程学院 成都610059
蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故(SGTR)是铅铋堆设计必须重点考虑的安全问题之一。针对铅铋堆SGTR,为解决其复杂结构环境中压力波的三维传播与蒸汽的三维迁移难题,基于多相流欧拉流体动力学理论,开展了“铅铋-水”相互作用三维数值模型与... 详细信息
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核反应堆有效增殖系数深度学习直接搜索求解方法
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核动力工程 2023年 第5期44卷 6-14页
作者: 刘东 唐雷 安萍 张斌 江勇 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 中核核能软件与数字化反应堆工程技术研究中心 成都610213
求解有效增殖系数(k_(eff))是核反应堆临界计算的基本问题,目前业界普遍采用源迭代方法进行求解。本文基于人工智能深度学习方法求解微分方程的基础理论,提出将k_(eff)与神经网络各神经元权重共同作为机器学习优化参数,针对将神经网络... 详细信息
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旋向对螺旋管束内铅铋流动传热特性影响的数值模拟研究
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核动力工程 2023年 第S01期44卷 57-61页
作者: 沈聪 刘茂龙 程坤 刘利民 徐子伊 顾汉洋 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
螺旋管式直流蒸汽发生器(H-OTSG)被广泛应用于液态金属反应堆的设计中,其中相邻的径向螺旋管束可以布置为同一旋向或相反旋向,不同的旋向策略会影响到蒸汽发生器壳侧的流动行为。为探究不同旋向对螺旋管束中铅铋流动与传热特性的影响,... 详细信息
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汽液两相二维压力波传播程序开发及验证
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技术 2023年 第6期46卷 134-144页
作者: 龚政宇 辜峙钘 潘麒文 张牧昊 戴嘉宁 成都理工大学核技术与自动化工程学院 成都610059 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
反应系统内压力波传播将造成水力学载荷问题,压力波传播的精确模拟对结构载荷分析而言尤为重要。系统分析程序(RELAP5、TRACE等)被广泛应用于反应堆压力波传播模拟,但系统分析程序通常只能处理压力波单向一维传播行为,为应对压力波多... 详细信息
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矩形通道速度边界层可视化实验研究
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原子能科学技术 2023年 第3期57卷 503-513页
作者: 张永豪 于晓勇 刘卢果 乔守旭 谭思超 哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室 黑龙江哈尔滨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 四川成都610213
板状燃料组件结构紧凑、冷却剂通道狭窄,其边界层流场特性是决定矩形通道与常规通道内单相流动和传热特性存在差异的重要因素。本文采用粒子图像测速(PIV)技术,对间隙为2 mm和3 mm的矩形通道的速度边界层进行了可视化实验研究,分析了矩... 详细信息
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双层叶片离心泵空化气泡演化特性研究
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中国电机工程学报 2025年 第6期45卷 2285-2297,I0021页
作者: 彭程 邓坚 吴江 上海电力大学能源与机械工程学院 上海市浦东新区201306 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 四川省成都市610213
水力机械作为电力、船舶、武器等行业广泛应用的通用机械,越来越向高速化的趋势发展,然而一旦发生空化,将严重制约其效率和安全稳定性。空化过程涉及多相流、湍流和质量传递等复杂的流体力学过程,目前,针对非定常工况下空化气泡演化特... 详细信息
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运行工况下固态堆芯基体的高温力学响应
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中山大学学报(自然科学版)(中英文) 2024年 第2期63卷 95-107页
作者: 梁立创 田俊 苏东川 李辉 姜乃斌 中山大学中法核工程与技术学院 广东珠海519082 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
热管冷却反应堆是核反应堆电池的首选堆芯之一,热管堆固态堆芯高温膨胀的力学性能需要引起重视。为了获得热管冷却反应堆316H不锈钢基体在高温下的力学变化,以MegaPower作为分析对象,采用开源蒙特卡罗程序(OpenMC)和商用有限元计算软件A... 详细信息
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不锈钢棒材形状对淬冷沸腾的影响研究
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工程热物理学报 2023年 第2期44卷 463-467页
作者: 张琪琪 熊平 周佳樾 邓坚 罗彦 卢涛 北京化工大学机电工程学院 北京100029 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6610213
对平底和圆底两种不同形状不锈钢圆柱棒在不同过冷度下的淬冷沸腾进行了可视化实验研究。结合导热反问题实验方法处理,对比分析了棒材形状和过冷度对淬冷沸腾过程气膜演变和最小膜态沸腾温度的影响,结果表明:相对于平底,圆底棒材底部圆... 详细信息
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铅铋环境绕丝燃料棒湍流振动响应分析
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应用数学和力学 2025年
作者: 张珂 王远岑 黄茜 刘建 张毅雄 余晓菲 齐欢欢 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 中国工程物理研究院总体工程研究所
液态金属铅铋的密度与粘度均远大于水,在反应堆中引起的燃料组件流致振动及磨损问题不可忽视。本文采用计算流体力学与有限元结构动力分析相结合的流固耦合分析方式,利用空间周期性与时间周期性,提出了绕丝燃料棒湍流振动响应的快速... 详细信息
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Cr涂层锆合金包壳腐蚀模型研究
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核动力工程 2024年 第S1期45卷 175-180页
作者: 沈勇 曾谢虎 段振刚 文青龙 袁波 何梁 高士鑫 重庆大学能源与动力工程学院 重庆400044 两江新能源(核能与动力)实验室 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 成都610213
作为耐事故燃料(ATF)包壳候选材料之一,Cr涂层可显著提高锆合金包壳的抗腐蚀和抗氧化性能,有望延长服役寿期。为评估Cr涂层锆合金包壳腐蚀氧化行为,本文建立了Cr涂层锆合金包壳在压水堆正常运行工况下的腐蚀模型,并基于文献实验数据对... 详细信息
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