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语言

  • 489 篇 中文
检索条件"机构=中国核动力院核反应堆系统设计技术国家重点实验室"
489 条 记 录,以下是331-340 订阅
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C形传热管大空间自然对流换热研究
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科技视界 2018年 第29期 1-3页
作者: 罗亮 孙燕 李键 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 四川成都610041
C形换热器的结构具有特殊性,有必要对其处于大空间中的自然对流换热机理进行研究。以单C形传热管作为研究对象,用CFD分析技术,对管外流体的流动和热边界层进行分析,得到与直管自然对流换热之间的差异。对C形传热管在大空间中自然对流换... 详细信息
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核反应堆动力学模型刚性问题的简易处理
核反应堆动力学模型刚性问题的简易处理
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第十二届反应堆数值计算与粒子输运学术会议
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国家级重点实验室
本文针对核反应堆动力学模型刚性问题提出了简易处理方法,并给出了仿真结果。这样的方法可以有效地应用于反应堆控制系统设计
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“华龙一号”主管道和波动管LBB设计
“华龙一号”主管道和波动管LBB设计
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中国核学会2019年学术年会
作者: 孙英学 吴万军 谢海 刘文进 郑连纲 何风 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
LBB技术是保证反应堆运行安全性和可靠性的一种先进的设计技术,研究和掌握LBB技术并应用LBB技术对"华龙一号"主管道和波动管进行设计是"华龙一号"工程的关键设计路径。本文介绍了LBB技术完整的设计流程,包括:LBB技... 详细信息
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微通道内亲疏水壁面特性对入口段长度的影响
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航空动力学报 2021年 第2期36卷 384-395页
作者: 吴瀚枭 杨雯 李海旺 徐天彤 方卫东 聂芃芃 夏双枝 北京航空航天大学 能源与动力工程学院航空发动机气动热力国家级重点实验室北京100191 北京航空航天大学 航空发动机研究院航空发动机气动热力国家级重点实验室北京100191 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610213 中国保利集团新时代科技有限公司 北京100088 北京航空航天大学高等理工学院 北京100191
针对水力直径为200μm的微尺度通道,采用数值模拟的方法研究了壁面亲疏水特性产生的速度滑移对微尺度通道入口段长度的影响,建立了包含滑移长度影响的入口段长度修正计算公式。研究表明:相同流量下,速度滑移的存在使得微尺度通道充分发... 详细信息
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新风系统气流组织分析研究
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船舶物资与市场 2023年 第5期31卷 58-62页
作者: 夏军宝 李毅 赖建永 孙冠宇 郝承明 黎昭文 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 四川成都610213
对于地板辐射供冷/暖舱,通过气流组织模拟,对舱新风系统排风口的设置进行探讨。利用计算流体动力技术(CFD),对冬夏季舱温度分布和速度场开展数值模拟计算,并对其舱舒适性进行分析。得到结果如下:对于夏季工况来说,有排风口的... 详细信息
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可并行搜索的快速分像素运动估计算法研究
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中国仪器仪表 2022年 第1期 69-73页
作者: 谢豪 姜周 张隽祺 吴坤任 周旋 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 四川成都610213
HEVC是由视频编码联合协作小组(JCT-VC)开发出的一种先进的视频编解码标准。HEVC采用了许多新技术,在与上一代视频编解码标准H.264/AVC类似的视频质量下,可以节省超过50%的比特率,但同时它的计算复杂度也翻倍了。为了在当前有限带宽限制... 详细信息
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三代核电坑筒体保温层缝隙泄漏仿真分析研究
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科技视界 2022年 第5期 20-24页
作者: 李玉光 胡甜 邱阳 董元元 杨志海 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 四川成都610041
以三代核电坑筒体带缝隙保温层三维结构为研究对象,采用缝隙结构面积等效法简化几何模型。对ACP1000坑筒体保温层缝隙泄漏进行仿真分析,得到不同入口质量下各层支腿缝隙泄漏温度和泄漏量。仿真结果表明:支腿缝隙的存在将导致26.61%... 详细信息
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核电厂延寿电仪设备鉴定热寿命评定方法研究
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设备管理与维修 2024年 第1期 21-24页
作者: 游洲 刘飞洋 刘亚男 韩勇 何正熙 李朋 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 四川成都610041
在国际主流的核电厂延寿审查中,把保证安全级电仪设备在延寿期内设计基准事故环境条件下能够可靠执行安全功能的能力作为重要的审查内容。设备的鉴定寿命必须覆盖至核电厂延寿期末。本文针对我国核电厂安全级设备既有利用阿伦纽斯定律,... 详细信息
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无损检测技术在秦山二期核反应堆压力容器制造中的应用
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中国核电 2008年 第4期1卷 304-308页
作者: 罗英 米小琴 钟元章 张敬才 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 四川成都610041
论述了多种无损检测技术在秦山二期1号和2号机组核反应堆压力容器生产中的应用,以及对锻件、焊缝进行无损检测的方法与注意事项,根据1号和2号机组反应堆压力容器制造过程中无损检测的经验反馈,结合新版的检查规范,在3号和4号机组反应堆... 详细信息
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华龙一号芯延伸运行能力分析
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科技创新导报 2020年 第2期17卷 28-31,33页
作者: 谢运利 李满仓 娄磊 王星博 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 四川成都610041
出于增加经济性和运行灵活性的考虑,核电站一般要求具备延伸运行能力.延伸运行通常在芯寿期末进行,硼浓度过低不能再稀释引入反应性,仅依靠降低冷却剂温度或者芯功率来延长运行的运行模式.目前国内仅少数核电厂实施过延伸运行,缺乏... 详细信息
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