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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101-110 订阅
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内环境下燃料组件板弹簧压紧系统压紧力数值模拟研究
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核动力工程 2021年 第S02期42卷 93-98页
作者: 王浩煜 秦勉 蒲曾坪 朱发文 冉仁杰 苗一非 袁攀 刘孟龙 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
为了对核燃料组件板弹簧压紧系统设计寿期内的压紧力进行准确预测,结合受快中子辐照影响的板弹簧材料塑性模型和蠕变模型,基于精细化结构模型,提出了内环境下板弹簧压紧系统全寿期的压紧力数值模拟方法,并通过与燃料组件板弹簧压紧系... 详细信息
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预测传热管涡致振动的改进尾流振子模型
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核动力工程 2014年 第5期35卷 22-27页
作者: 冯志鹏 臧峰刚 张毅雄 叶献辉 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
针对传热管的漩涡脱落诱发振动问题,在经典尾流振子模型的基础上,提出一种用于预测传热管涡致振动的改进尾流振子模型。计算结果与实验结果的对比显示,该模型能较好地模拟传热管涡致振动的重要特性。首先,通过研究发现,采用联合的位移... 详细信息
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基于NASPIC的虚拟DCS设计与实现
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上海交通大学学报 2018年 第S1期52卷 133-136页
作者: 赵霏霏 徐海燕 章雨 李梦书 陈美远 严浩 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
分布式控制系统(DCS)作为一项成熟的过程控制技术,已经广泛应用于核电站的建设和应用当中.核电站的建成与运行,需要配套的操纵员培训系统,以及功能强大的动态仿真系统来进行各种实验与模拟仿真,先进的核电厂安全级DCS平台(NASPIC)是中... 详细信息
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反应堆冷却剂泵叶轮水力性能分析与优化设计
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核动力工程 2019年 第5期40卷 41-45页
作者: 蒋鸿 周婧 刘立志 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
反应堆冷却剂泵叶轮为研究对象,采用计算流体动力学(CFD)方法对其内部流场进行数值模拟,得到该泵叶轮水力性能的分析结果。根据CFD分析结果,叶片入口轮毂侧流动冲角过大,叶轮额定流量下的扬程低于设计要求,必须汽蚀余量(NPSHr)较大,... 详细信息
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一回路系统整体支承结构多保真度力学模型的配型和更新研究
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核动力工程 2023年 第3期44卷 243-248页
作者: 熊夫睿 张文正 袁志豪 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
反应堆及一回路系统整体支承结构设计需同时满足减振和抗冲击的力学要求,相应地需建立不同保真度的力学模型。首先应用相关性分析,对反应堆及一回路系统整体支承结构多保真度力学模型(包括高保真度力学模型和低保真度力学模型)的静力和... 详细信息
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不同初因事件下的两相排放过程热工水力特性研究
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核动力工程 2023年 第2期44卷 216-221页
作者: 喻娜 吴丹 黄涛 王泽锋 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
本文针对稳压器安全阀开启后的复杂两相热工水力过程进行研究,确定不同初因事件下的稳压器安全阀两相排放特性。采用自主化系统分析程序ARSAC对稳压器安全阀的上下游进行建模分析,选取三种典型的阀门排放过程,包括稳压器安全阀误开启事... 详细信息
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TRISO燃料颗粒等效导热系数理论模型研究
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核动力工程 2020年 第6期41卷 69-74页
作者: 钱立波 余红星 孙玉发 邓坚 陈伟 刘余 杜思佳 沈丹红 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
三层各向同性碳包覆(TRISO)燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成,具有良好的裂变产物包容能力,其等效导热系数是计算弥散微封装燃料等效导热系数的重要基础。本文首先从球坐标下基本导热方程出发,基于多相固体宏观等效导热理论,建立了TRISO... 详细信息
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三维芯连续能量蒙特卡罗程序用于HFETR零功率物理实验计算分析研究
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核动力工程 2012年 第6期33卷 127-131,138页
作者: 彭钢 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
采用三维芯连续能量蒙特卡罗程序(MCNP)对高通量工程试验(HFETR)零功率物理实验进行计算分析。从计算结果可以看出,在零功率反应堆上,径向铍反射层应当考虑金属铍中的杂质和密度修正,同时需要考虑控制棒过渡段的10B含量修正;而HFET... 详细信息
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定位格架静态屈曲载荷分析方法研究
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核动力工程 2018年 第A01期39卷 28-33页
作者: 秦勉 蒲曾坪 陈平 李垣明 茹俊 雷涛 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
静态屈曲载荷是评价定位格架整体结构性能的重要准则。在分析定位格架各连接构件特征对整体静态屈曲载荷的影响基础上,开展基于有限元分析方法(FEA)的3×3定位格架静态临界屈曲载荷分析方法研究。结果表明:合理的焊点连接与接触参... 详细信息
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核电厂反应堆保护系统故障检测设计
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核动力工程 2016年 第1期37卷 103-108页
作者: 罗炜 冯威 刘宏春 王银丽 许东芳 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
反应堆保护系统是核电厂仪控系统的核心部分。为探测保护系统设备的故障,验证系统的可用性,确保核电厂的安全,需对保护系统进行定期故障检测。本文介绍了基于Tricon V10可编程逻辑控制器(PLC)系统的海南昌江核电厂反应堆保护系统故障检... 详细信息
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