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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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六角形特征线方法及区域分解并行
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哈尔滨工程大学学报 2022年 第12期43卷 1798-1802页
作者: 吴文斌 王志强 郑竞超 谢择怿 赵晨 彭星杰 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
为了解决六角形几何堆芯中子输运问题,本文基于开源的OpenMOC程序开发了六角形模块化射线布置的并行计算程序OpenMOC-HEX。程序采用构造实体几何对六角形几何进行建模,并模块化布置特征线以实现射线的精确连接。针对核反应堆大规模数值... 详细信息
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考虑各向异性蠕变的锆包壳鼓胀行为数值模拟方法研究
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原子能科学技术 2024年 第4期58卷 878-886页
作者: 李伟 李小雨 段倩妮 王皓坤 武俊梅 刘仕超 西安交通大学复杂服役环境重大装备结构强度与寿命全国重点实验室 陕西西安710049 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
锆(Zr)合金包壳在高温和管内外压差作用下存在鼓胀及爆破失效行为,其中热蠕变是关键影响因素之一。针对α相Zr蠕变存在的各向异性特点,基于Hill准则推导了应力更新算法和一致切线刚度算法,并基于有限元方法加以实现,结合与温度和辐照相... 详细信息
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HDR实验堆压力容器-水平管道系统热分层的大涡模拟
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应用力学学报 2024年
作者: 高启丹 程钱 余晓菲 周进雄 西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动国家重点实验室 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
热分层现象是导致压水反应堆(PWR)管道系统热疲劳失效的主要原因之一。旨在研究反应堆结构中热分层现象引起的管道结构瞬态热分布特征,确定热疲劳敏感点。本研究参考HDR (Heiss Dampf Reaktor) 管道热分层实验,建立了含反应堆压力容器... 详细信息
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我国核动力水面舰船海上核事故应急处置方案研究
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海军工程大学学报 2022年 第2期34卷 75-82页
作者: 于红 程诗思 吴怡睿 夏明明 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
对响应任务的协调和管理是确保核事故应急响应有效性的关键。针对此问题,分析了我国固定式陆上核设施核事故应急、常规动力水面舰船海上搜救应急的应急处置,提出了一套与我国核动力水面舰船海上核事故应急响应组织及其关键响应任务计划... 详细信息
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反应堆压力容器内部大尺寸环形异种金属焊缝残余应力分布研究
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核动力工程 2022年 第3期43卷 123-128页
作者: 付强 闵远胜 刘川 李美福 李玉光 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 佛山科学技术学院机电工程与自动化学院 广东佛山528225
获得反应堆压力容器内部大尺寸环形异种金属焊缝残余应力分布可为反应堆压力容器结构设计和制造工艺优化提供指导,通过设计和制造能够代表产品焊接结构形式的镍基合金和低合金钢异种金属焊接结构模拟件,采用轮廓法测试焊接结构模拟件内... 详细信息
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基于流量振荡的窄矩形通道内临界热通量机理模型
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化工学报 2022年 第7期73卷 2962-2970页
作者: 闫美月 邓坚 潘良明 马在勇 李想 邓杰文 何清澈 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反应堆系统设计技术重点实验室 四川成都610041
设备最大运行功率受临界热通量(CHF)限制,而流量振荡会导致沸腾危机早发,此时的临界热通量称为PM-CHF。为了研究流量振荡条件下窄矩形通道内的临界热通量,进行单侧加热窄矩形通道内竖直向上流动条件下沸腾危机可视化实验,实验工质为去... 详细信息
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核电工程数字化移交初步方案研究
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科技创新与应用 2024年 第32期14卷 1-9页
作者: 王艺 赖建永 黄捷 唐涌涛 郝承明 夏军宝 孙冠宇 喻巧 张皓 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
首先,该文阐述数字化移交背景及概念,概述国内外数字化移交相关标准发布情况,提出核电工程实施数字化移交的必要性及建设目标。然后提出核电工程实施数字化移交的总体策略和工作流程,包括制定移交规范、整理移交数据、开发移交平台、建... 详细信息
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热桥效应及其优化技术研究概述
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科技创新与应用 2025年 第1期15卷 13-16页
作者: 夏军宝 李毅 赖建永 孙冠宇 郝承明 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610213
根据实测数据及运行经验反馈,舱内基座和支承存在着较多热桥,而热桥又是传热的密集区,影响舱热环境。该文从热桥的基本概念出发,结合目前国内外对热桥效应的传热模型、数值模拟和试验测试等不同研究方法,对不同构造形式、不同保温... 详细信息
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Zr-4合金微动磨损特性实验研究
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原子能科学技术 2025年 第4期59卷 891-899页
作者: 刘海东 贺凯 伏锦胜 李正阳 蒲曾坪 任全耀 陈德奇 汪宁远 重庆理工大学两江国际学院 重庆401135 重庆理工大学-哈尔滨工业大学重庆研究院能源动力(清洁能源技术领域)研究生联合培养基地 重庆401135 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 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
核燃料棒包壳微动磨损特性对反应系统安全性至关重要。为研究Zr-4合金包壳微动磨损特性,本文通过搭建微动磨损实验装置,采用线接触方式开展Zr-4合金微动磨损实验研究,针对不同位移幅值研究Zr-4合金微动磨损的微观形貌和元素变化及其... 详细信息
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少齿差刚柔复合摆线减速器静态特性分析
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机械工程师 2024年 第4期 28-33页
作者: 黄思语 唐源 李晴朝 刘彦霆 唐健凯 吴昊 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
以NN型少齿差摆线减速器为研究对象,分析其结构原理及传动特性,考虑到变形协调作用,设计了少齿差刚柔复合齿轮副,在齿轮啮合传动过程中引入柔性部件,使弹性体能够吸收齿轮传动中的振动冲击并传递一部分力矩,并使用有限元进行静态啮合特... 详细信息
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