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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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燃料棒接触问题的新型自适应预处理方法
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计算物理 2024年 第5期41卷 596-606页
作者: 刘威震 刘振海 辛勇 叶舒愉 张世全 四川大学数学学院 四川成都610064 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610000
通过分析接触前后雅可比矩阵的稀疏结构,构造基于接触压力判断准则的新型自适应预处理方法。在接触压力为零时使用完全的雅可比矩阵作为Preconditioned Jacobian-free Newton-Krylov(PJFNK)方法的预处理矩阵,在接触压力非零时使用雅可... 详细信息
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类蜂窝结构高灵敏度裂变探测器模拟仿真研究
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核电子学与探测技术 2024年 第3期44卷 428-437页
作者: 包超 刘立兴 罗庭芳 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 清华大学工程物理系 北京100000
目前的反应堆功率监测系统要求使用单一裂变电离在适应反应堆堆芯的高γ辐射场下的中子注量率测量的同时可以以高灵敏度的脉冲工作模式适应反应堆启动阶段的低中子注量率情况下的测量。然而,由于裂变碎片在易裂变物质涂层中的射程较短... 详细信息
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棒位探测器电源系统比例复数积分控制策略研究
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核动力工程 2022年 第6期43卷 162-167页
作者: 高龙将 徐奇伟 于天达 唐健凯 罗凌雁 李晴朝 黄思语 重庆大学输配电装备及系统安全与新技术国家重点实验室 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
单相逆变器在核电厂棒位检测系统中工作于电压源模式,其负载棒位探测器通常等效为阻感性负载,而阻感性负载连接至逆变器输出端不能稳定地输出正弦电压。为此,本文针对单相逆变器棒位探测器电源系统提出了一种比例复数积分(PCI)控制策略... 详细信息
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重载六自由度混联调姿平台设计与仿真
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机械科学与技术 2024年 第10期43卷 1647-1653页
作者: 李鸽 李宇 瓮松峰 万浩 罗大兵 西南交通大学机械工程学院 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 成都610213
为保证重型装备模块间的接口组对,针对低速重载且对接安装位置低的特殊工况,设计了一种结构紧凑且能实现六自由度运动的混联机构调姿平台。对调姿平台的运动机构和整体结构进行了设计,提出了一种由空间机构与平面机构相结合的六自由度... 详细信息
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超临界水冷堆候选包壳材料研究进展与思考
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核动力工程 2025年 第1期46卷 183-190页
作者: 张乐福 黄涛 苏豪展 高阳 郭相龙 沈朝 陈凯 上海交通大学核科学与工程学院 上海200240 中国原子能科学研究院 北京102413 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 上海交通大学材料科学与工程学院 上海200240
超临界水冷堆(SCWR)具有热效率高、结构简单等技术优势,是第四代核能系统国际论坛推荐的6个堆型之一。本文首先回顾了SCWR的包壳设计要求和主要性能挑战,然后对经过较多测试的商用候选包壳材料的均匀腐蚀、应力腐蚀及辐照性能进行了回... 详细信息
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904L不锈钢在不同气氛下微动磨损性能研究
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摩擦学学报 2023年 第10期43卷 1128-1139页
作者: 李好杰 宁闯明 李正阳 任全耀 粟敏 蔡振兵 西南交通大学机械工程学院摩擦学研究所 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
在可控气氛微动磨损试验设备上,开展了904L不锈钢在不同温度和环境介质(常温大气、常温二氧化碳、350℃大气、350℃二氧化碳)下的微动磨损试验.分析了其摩擦学界面损伤机制和摩擦化学行为.结果表明,常温条件下微动运行于完全滑移区,磨... 详细信息
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基于CAD模型的TORT程序自动建模方法研究
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核动力工程 2023年 第4期44卷 49-54页
作者: 许方圆 杨超 于涛 陈珍平 黄国财 李雷鸣 李禹昆 鲜希睿 杜华 南华大学核科学技术学院 湖南衡阳421001 湖南省数字化反应堆工程技术研究中心 湖南衡阳421001 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
针对反应堆屏蔽结构几何复杂,传统手动建模几何处理能力有限、效率低、易于出错的问题,基于多功能辐射输运模拟仿真平台(MOSRT),采用离散网格材料体积权重均匀化方法对多材料的离散网格进行均匀化处理,实现了CAD模型到三维离散纵标法(SN... 详细信息
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基于变分节块法六角形Quasi-diffusion程序开发及验证
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原子能科学技术 2023年 第1期57卷 147-155页
作者: 庄坤 王连杰 刘琨 颜江涛 尚文 南京航空航天大学材料科学与技术学院 江苏南京211106 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
传统扩散理论在中子各向异性强的堆芯计算中具有较低的精度,Quasi-diffusion方程相比于传统扩散方程引入更少的近似,通过艾丁顿因子描述传统扩散理论不能反映的中子流各向异性特点。国内外对六角形几何三维Quasi-diffusion方程研究有所... 详细信息
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基于SCADE的反应堆中子倍增时间算法设计与验证
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核动力工程 2022年 第2期43卷 189-193页
作者: 喻恒 王银丽 何正熙 黄有骏 蒋天植 林超 杨振雷 张宓 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 生态环境部核与辐射安全中心 北京100082
为实现反应堆装料至升功率期间对核裂变反应速率的密切监视,需对反应堆中子倍增时间进行正确稳定的测量。本文基于对中子注量率测量的统计特性分析,设计了一种适用于压水堆核仪表系统的倍增时间算法,并利用SCADE软件对实现了算法,同时... 详细信息
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工质压力及蠕变对冷变形310S不锈钢在超临界水环境下的应力腐蚀开裂行为影响研究
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核动力工程 2022年 第6期43卷 108-116页
作者: 苏豪展 王鹏 张乐福 上海交通大学机械与动力工程学院 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
310S不锈钢是一种性能较好的超临界水冷堆候选包壳材料,为丰富310S不锈钢在在超临界水环境下的应力腐蚀性能研究,特别是裂纹扩展速率方面的数据。本研究使用在线监测裂纹扩展的方法,测量了不同冷变形的310S不锈钢在多种工况下的裂纹扩... 详细信息
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