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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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磷酸三钠在安全壳喷淋系统中的应用研究
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核动力工程 2011年 第2期32卷 137-140页
作者: 王琳 段永强 崔怀明 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
固体磷酸三钠(TSP)属于强碱弱酸盐,具有较强的碱性和较高的溶解度,化学性质稳定,能够长期保存。在安全壳喷淋系统(EAS)的喷淋水中添加TSP替代NaOH,能够调节喷淋液的pH值,有效地除去从泄漏的冷却水中释放至安全壳中的碘气体,避免强碱对... 详细信息
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基于当量环方法的自定距棒束换热及水力学模型研究
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核动力工程 2011年 第1期32卷 81-84,94页
作者: 张丹 刘昌文 鲁剑超 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 成都610041
稠密棒束采用了螺旋自定距定位方式。由于棒束排列紧凑,流道比较狭窄,并且引入了螺旋定距物,使得棒束内传热与流动现象相当复杂,尚无合适的模型及关系式来计算其热工水力性能。本文基于Rehme当量环方法,从圆管及圆环内相应模型出发,研... 详细信息
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用于六角形组件均匀化的不规则栅元等效方法及其数值验证
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核动力工程 2011年 第5期32卷 1-4页
作者: 夏榜样 李庆 李翔 李满昌 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
为了简化六角形组件的均匀化过程,提高均匀化方法对组件几何形状的适应性,提出一种简单、有效的六角形组件不规则栅元等效方法,即在保证各种成份质量不变的条件下,将元件盒及边界水隙等不规则栅元等效成均匀、规则的六角形栅元。数值计... 详细信息
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核反应堆控制系统的鲁棒性分析
核反应堆控制系统的鲁棒性分析
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2012年西南三省一市自动化与仪器仪表学术年会
作者: 王远隆 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 国家能源压水反应堆技术研发中心 四川成都 610041
本文对核反应堆控制系统的鲁棒性进行了比较分析。通过分别用常规PID控制技术和先进控制技术实现对被控对象反应堆的控制,给出了改善反应堆控制系统鲁棒性的有效途径。
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含裂纹悬臂输流管道颤振分析
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振动与冲击 2011年 第9期30卷 169-173页
作者: 叶献辉 蔡逢春 臧峰刚 张毅雄 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 成都610041
基于适用于含非材料体(non-material volumes)系统的Lagrange方程,采用由无裂纹悬臂梁的模态函数加入分段立方多项式构造的裂纹梁的模态函数,推导出了含裂纹的悬臂输流管道的线性运动方程,最后用Matlab编程进行了数值计算,研究裂纹参数... 详细信息
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基于绝对节点坐标法的输流管道非线性动力学分析
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振动与冲击 2011年 第6期30卷 143-146,157页
作者: 蔡逢春 臧峰刚 叶献辉 黄茜 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术国家重点实验室 成都610041
基于绝对节点坐标法,建立一种新的一维二节点输流管道单元。应用Irschik提出的适用于含非材料体系统的Lagrange方程推导输流管道单元的运动方程。采用Euler梁来模拟管道,并完全采用非线性Green应变张量和第二Piola Kirchhoff应力张量,... 详细信息
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海洋条件下竖直圆管内单相传热特性实验研究
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核动力工程 2011年 第3期32卷 92-96,101页
作者: 杜思佳 张虹 贾宝山 清华大学工程物理系 北京100084 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
进行了海洋条件下圆管内的强迫循环传热实验,通过测量竖直圆管周向的温度分布,从而得到海洋条件下不同位置的传热系数。实验结果表明:倾斜时,靠近上侧管壁附近的传热减弱,而靠近下方的管壁处传热增强;摇摆时,垂直于摇摆轴方向的管壁处... 详细信息
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提高子群法共振自屏计算精度研究
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核动力工程 2011年 第6期32卷 7-12页
作者: 黄世恩 王侃 姚栋 清华大学工程物理系 北京100084 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
基于自行研制的子群法与特征线法相结合的中子共振自屏计算程序SGMOC,研究提高子群法计算精度的2种方法。数值验证表明,2种方法都能提高共振自屏计算精度。其中,采用随机干涉近似求解条件概率的共振干涉效应处理的修正效果约为(0.02%~0... 详细信息
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溶液堆物理计算程序FMCAHR燃耗功能及其验证
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核动力工程 2011年 第4期32卷 127-130,142页
作者: 汪量子 姚栋 王侃 清华大学工程物理系 北京100084 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
介绍了FMCAHR程序的燃耗计算模型及流程,并使用燃耗基准题和DRAGON程序对燃耗计算结果进行验证。验证结果表明,FMCAHR燃耗计算功能的准确性较高,适用于溶液堆的燃耗计算分析。
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溶液堆物理计算程序FMCAHR开发
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核动力工程 2011年 第2期32卷 1-5页
作者: 汪量子 姚栋 王侃 清华大学工程物理系 北京100084 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
针对溶液型燃料反应堆,基于蒙特卡罗输运计算方法,开发了溶液堆物理计算程序FMCAHR,该程序具有共振处理、搜索临界棒位、热工水力参数计算、气泡体积含量计算和燃耗计算的功能。对程序进行校算的结果证明该程序计算精度较高。
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