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  • 2,971 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重点实验室"
2971 条 记 录,以下是1-10 订阅
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基于Archard模型的反应堆控制棒驱动机构隔热套磨损分析研究
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核动力工程 2025年 第1期46卷 209-215页
作者: 张英楠 彭航 杜华 于天达 余志伟 陈西南 吴昊 张进强 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
隔热套组件(简称隔热套)是核电厂反应堆控制棒驱动机构的主要部件之一,由于下端部受到喷射流体冲击,法兰与耐压壳发生接触磨损,导致承载能力和抗冲击能力下降,影响控制棒落棒功能。本文基于Archard模型,提出结构磨损特征时间和隔热套磨... 详细信息
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华龙一号核电机组运行图优化研究
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核动力工程 2024年 第6期45卷 242-247页
作者: 崔怀明 蔡志云 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
针对华龙一号(HPR1000)核电机组运行图在特定工况下区域狭窄等问题。本文从提高余热排出系统(RHR)接入压力、降低主泵的启泵压力下限、扩大稳压器波动管两端允许的温差、降低反应堆冷却剂的过冷度限值等方面入手,对运行图进行了优化分... 详细信息
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摇摆对棒束通道自然循环流动不稳定性影响研究
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核动力工程 2024年 第5期45卷 262-268页
作者: 程坤 鲜麟 冉旭 周科 喻娜 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
为掌握摇摆条件对于自然循环流动稳定性的影响规律,本研究利用带棒束加热通道的自然循环回路实验系统,开展静态与摇摆条件下的流动不稳定性实验对比研究。实验研究发现,静态条件下棒束通道内存在的流动不稳定性为密度波型脉动(DWO),并... 详细信息
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基于正电子衰变核素的符合探测效率研究
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核动力工程 2024年 第1期45卷 246-252页
作者: 卓祥林 青先国 杨振雷 包超 蒋天植 李进 卢佳玮 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
为了降低一回路压力边界冷却剂泄漏监测的测量下限,本文基于正电子衰变核素开展了符合探测效率研究。为了提高符合探测效率,采用蒙特卡罗程序Geant4对符合探测装置中的粒子输运过程进行了仿真模拟分析,研究了符合探测装置结构和探测器... 详细信息
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核安全级DCS设备危险频率下的电接触摩擦学特性
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中国机械工程 2024年 第11期35卷 2063-2070页
作者: 王东伟 李发强 赵阳 黄起昌 汪凡雨 刘滨 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
为研究核安全级分布式控制系统(DCS)设备中的电接触摩擦学特性,对核安全级DCS设备的危险频率进行了评估。建立了一套球面电接触摩擦学试验装置,在危险频率下进行了一系列载流摩擦学试验,探索不同电流作用下界面摩擦磨损特性。研究结果表... 详细信息
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超高通量辐照生产^(252)Cf关键因素研究
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核动力工程 2024年 第5期45卷 243-248页
作者: 谢运利 王连杰 蔡云 夏榜样 黄学良 娄磊 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
^(252)Cf核素是反应堆启动和中子活化分析等领域的重要材料,开展^(252)Cf辐照生产方法研究意义重大。^(252)Cf质量数大、转换链长、生产难度大,本文基于铅冷快中子超高通量研究重点开展^(252)Cf辐照生产关键技术研究。根据^(252)Cf生... 详细信息
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华龙一号反应堆DNBR在线监测系统开发及验证
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核动力工程 2024年 第2期45卷 248-253页
作者: 陈曦 吴清 邓坚 刘余 任春明 王啸宇 彭欢欢 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
传统的二代反应堆保护系统一般采用超温ΔT保护信号,这种保护方法比较保守,且属于间接方式,而偏离泡核沸腾比(DNBR)在线监测软件能够直接监督安全参数的变化。为了更直观地实时掌握华龙一号反应堆芯的安全裕量,进一步提高反应堆安全... 详细信息
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基于数据驱动的管束结构流固耦合动力学建模
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核动力工程 2024年 第S01期45卷 26-31页
作者: 冯志鹏 蔡逢春 张毅雄 江小州 刘帅 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
传热管束是压水蒸汽发生器的核心部件,容易发生流致振动问题。在流致振动机理中,漩涡脱落和流弹失稳是典型的强流固耦合问题,无法将结构场与流场解耦求解。为更好地完成蒸汽发生器中管束结构的力学设计,本文通过数据驱动的方式,完成... 详细信息
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基于MOOSE平台的燃料元件锆合金高温氧化行为研究
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核动力工程 2024年 第1期45卷 84-89页
作者: 邬周志 张坤 王严培 余红星 张林 何梁 唐昌兵 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
为建立新型N36锆合金高温氧化行为预测方法,使得自主燃料元件性能分析程序FORWARD能适用于失水事故(LOCA)工况。本研究开展了新型N36锆合金高温蒸汽氧化试验,建立了N36锆合金高温氧化模型并对其进行了验证,最后基于FORWARD程序对LOCA工... 详细信息
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气冷进水事故分析
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核动力工程 2024年 第2期45卷 241-247页
作者: 马誉高 曹忠彬 王金雨 邓坚 鲍辉 丁书华 程坤 胡文桢 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
气冷受工作环境或运行状态影响,可能发生其所特有且造成严重事故后果的进水事故。针对美国气冷S4设计方案,模拟分析在正常运行工况下冷凝器部分传热管破裂导致的进水事故,研究事故造成的正反应性引入、回路超压等事故后果。利用... 详细信息
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