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机构

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作者

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语言

  • 79 篇 中文
检索条件"机构=中国核动力研究设计院设计研究所核反应堆系统设计技术重点实验室"
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超临界水典型事故分析
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核动力工程 2016年 第2期37卷 151-155页
作者: 刘亮 周涛 陈杰 方晓璐 陈娟 魏晓燕 夏榜样 华北电力大学核热工安全与标准化研究所 北京102206 北京市非能动技术重点实验室 北京102206 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
选取中国百万千瓦级超临界水冷(CSR1000)为研究对象,以SCAC安全分析程序为基础,编制了SCAC-CSR1000安全分析程序。将计算结果与同型计算程序SCTRAN进行对比,验证程序的可靠性;此后进行在能动安全系统控制下的部分失流、汽轮机阀门... 详细信息
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时效强化高镍合金Inconel-718的高温弹塑性特征及本构模型
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金属热处理 2021年 第8期46卷 1-7页
作者: 屈华鹏 王留兵 王东辉 吴冰洁 冯翰秋 许斌 宋丹戎 郎宇平 钢铁研究总院特殊钢研究所 北京100081 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610200
研究核反应堆弹簧材料用0Cr20Ni55Mo3Nb5Ti(Inconel-718)镍基合金材料时效强化状态下在150~650℃范围内的高温弹塑性特征,并采用多种函数模型对其高温应力-应变实测数据进行了本构关系拟合计算和对比。结果表明:经过970℃×1 h,空... 详细信息
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脉动流条件下棒束通道阻力特性研究
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原子能科学技术 2021年 第5期55卷 840-848页
作者: 祁沛垚 李兴 邓坚 于晓勇 谭思超 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001 武汉第二船舶设计研究所 湖北武汉430205 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
受海洋条件影响,浮动核反应堆(FNR)回路冷却剂会发生周期性流量波动现象,影响系统热工水力特性。为研究这一现象,对脉动流条件下5×5燃料棒束的阻力特性进行了试验研究。试验的周期平均雷诺数Re_(ta)=0.8×10^3^9×10^3,脉... 详细信息
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时效强化高镍Inconel-718合金低周疲劳性能及寿命预测
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金属热处理 2021年 第7期46卷 1-6页
作者: 屈华鹏 王留兵 王东辉 吴冰洁 冯翰秋 陈海涛 许斌 宋丹戎 郎宇平 钢铁研究总院特殊钢研究所 北京100081 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610200
研究核反应堆弹簧材料用时效强化0Cr20Ni55Mo3Nb5Ti(Inconel-718)合金材料在350℃高温下的低周疲劳性能,并采用Manson-Coffin和郑修麟模型对加载应变水平和低周疲劳寿命之间关系进行了拟合计算和对比。结果表明:经过970℃×1 h空... 详细信息
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棒束通道内温度场分布特性研究
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原子能科学技术 2020年 第9期54卷 1644-1651页
作者: 米争鹏 谭思超 邹思远 邱志方 朱大欢 张丹 邓坚 蔡容 吴菱艳 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 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001 北京自动化控制设备研究所 北京100074
可视化实验技术越来越多地被应用于核反应堆系统参数的测量,本文基于激光诱导荧光(LIF)技术的特点,介绍该技术的难点和解决方案,并对棒束通道定位格架下游稳态流和脉动流下温度分布进行了研究。结果显示,通过对系统光学特性和染色剂特... 详细信息
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窄矩形通道内脉动流过渡特性实验研究
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原子能科学技术 2013年 第9期47卷 1539-1543页
作者: 张川 谭思超 赵佳宁 刘宇生 高璞珍 张虹 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001 中国原子能科学研究院快堆研究设计所 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 四川成都610041
针对光滑窄矩形通道内简谐脉动流层流一紊流(Re范围为750~4450)过渡特性进行实验研究研究发现,脉动流加速阶段,摩阻系数大于稳态摩阻系数,而在减速阶段摩阻系数小于稳态摩阻系数。Womersley数对层流一紊流临界Re有显著影响,在... 详细信息
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非线性能量阱的曲梁设计研究
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振动与冲击 2024年 第22期43卷 53-61页
作者: 郑智伟 黄修长 华宏星 袁志豪 杨咏 上海交通大学机械系统与振动全国重点实验室 上海200240 上海船舶设备研究所船舶与海洋工程特种装备和动力系统国家工程研究中心 上海200031 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
非线性能量阱(nonlinear energy sink,NES)在减振和能量采集领域具有重要价值。尽管立方刚度NES及含立方刚度的双稳态NES已受广泛研究,但精确实现指定立方刚度的方法鲜有讨论。为此针对基于欧拉曲梁实现的NES开展研究,通过减小曲梁回复... 详细信息
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反应堆FPGA保护子系统开发与验证
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核电子学与探测技术 2015年 第10期35卷 1043-1047页
作者: 水璇璇 吴一纯 吴志强 蔡源凤 胡剑全 郝俊伟 杨永祥 厦门大学能源学院 厦门361102 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 上海核工程研究设计院电气仪控所 上海200233
验证与确认(V&V)方法是FPGA在核安全级仪控系统中应用面临的关键问题之一。本研究以CPR1000核电机组一次冷却剂流量和ΔT保护系统为对象,进行基于FPGA的系统开发和V&V研究,提出了FPGA仪控系统的开发、V&V过程和方法。采... 详细信息
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超临界水拟临界点的热膨胀系数计算研究
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技术 2016年 第12期39卷 56-62页
作者: 马栋梁 周涛 齐实 陈杰 夏榜样 肖泽军 华北电力大学核科学与工程学院 北京102206 华北电力大学核热工安全与标准化研究所 北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室 北京102206 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 中国核动力研究设计院核反应堆热工水力技术重点实验室 成都610041
在临界点附近时,超临界水的热膨胀系数很大,随着压力的升高,拟临界点的热膨胀系数迅速下降,拟临界点的热膨胀系数是计算临界相变转换数的基础,对于分析超临界压力下的流动不稳定性非常重要。因此,计算超临界水在拟临界点的热膨胀系数,... 详细信息
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时效强化X-750镍基合金低周疲劳性能计算及寿命预测
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热加工工艺 2023年 第8期52卷 136-140页
作者: 屈华鹏 张宏亮 王留兵 冯翰秋 吴冰洁 陈海涛 郎宇平 宋丹戎 许斌 钢铁研究总院特殊钢研究所 北京100081 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610200
研究核反应堆内弹簧用0Cr15Ni70Ti3AlNb(X-750)镍基合金材料时效强化状态下在温至650℃范围内的低周疲劳性能,并采用Manson-Coffin和郑修麟本构关系式对疲劳性能数据进行了计算和分析。结果表明:与M-C经典关系式相比,在温、350... 详细信息
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