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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31-40 订阅
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核电厂芯出口温度测量表征性分析
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核动力工程 2023年 第3期44卷 237-242页
作者: 辛素芳 吴丹 申亚欧 任春明 陈仕龙 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
芯出口温度测量对于掌握反应堆运行状态有着重要的意义,本文通过计算流体动力学(CFD)方法对芯出口温度测量的表征性进行分析。通过对燃料组件及仪表管结构进行模拟计算,获得了仪表管内冷却剂流场和温度分布;通过对9种典型功率分布... 详细信息
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水下用机器人遥操作模式下主从端设备空间映射控制算法研究
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核动力工程 2023年 第1期44卷 204-209页
作者: 杨俊豪 王炳炎 余志伟 蒲耀洲 李豪 陈茜 马山林 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
为了安全高效地完成水下清洗工作,提出了一种核电厂水下用机器人清洗装置,该装置基于UR5水下用串联机器人实现。通过介绍该机器人的控制系统组成,分析了主从端的关节空间和工作空间。同时在遥操作模式下,分析主从端关节空间映射算法和... 详细信息
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“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道畅通性研究
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核动力工程 2023年 第1期44卷 134-140页
作者: 卢喜丰 王新军 艾红雷 吕勇波 何风 李柄锦 张权 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
核电厂严重事故下,管道与设备将经历极端高温、高压的情况,快速卸压管道作为严重事故下卸压的唯一途径,保证其流道畅通性至关重要,为此,开展“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道畅通性研究。对严重事故下快速卸压管道和稳压器进行... 详细信息
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石墨垫片密封泄漏率计算方法研究
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核动力工程 2023年 第1期44卷 141-147页
作者: 姜露 傅孝龙 张丽屏 张瀛 庾明达 田俊 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
为完善核级主设备密封分析及设计方法,基于稳压器人孔密封结构建立了密封数值分析模型,对石墨垫片密封接触应力进行了分析研究;结合平行圆板流动模型和多孔介质渗流模型建立了石墨垫片密封质量泄漏率理论预测模型;基于理论预测模型计算... 详细信息
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管束结构流弹失稳的数值预测方法研究
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振动与冲击 2023年 第23期42卷 49-54页
作者: 冯志鹏 蔡逢春 臧峰刚 齐欢欢 黄旋 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
流弹失稳(流体弹性不稳定)会在短时间内导致管束破坏,是蒸汽发生器设计必须考虑的流致振动机理。通过理论建模和计算流体力学(computational fluid dynamics, CFD)计算相结合的方式,发展流弹失稳行为的数值预测方法。首先,分别基于准稳... 详细信息
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矩形通道局部变形下的流动传热数值模拟
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核动力工程 2023年 第3期44卷 223-230页
作者: 陈明睿 魏宗岚 陈冲 邓坚 朱力 彭诗念 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
反应堆中燃料元件所处的复杂工作环境会使燃料元件的性能发生变化以及出现几何状态偏离初始状态的情况,对流动和传热特性造成影响,威胁反应堆芯的安全性。本文采用ANSYS Workbench数值模拟平台,建立了包含三个固体域、四个冷却剂通道... 详细信息
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基于数字化反应堆物理计算程序SHARK的一步法输运计算方法研究
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核动力工程 2023年 第4期44卷 33-40页
作者: 赵晨 赵文博 张宏博 王博 陈长 彭星杰 宫兆虎 曾未 李庆 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
为建立基于数字化反应堆技术的新一代反应堆物理计算方法,实现数字化反应堆高保真建模、高分辨率高精度计算,基于数字化反应堆物理计算程序SHARK,开展了一步法输运计算方法研究,建立并比较了二维/一维方法及准三维特征线输运方法;基于... 详细信息
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多泵并联给水系统给水泵切换运行规律仿真研究
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核动力工程 2023年 第1期44卷 210-216页
作者: 田培妤 李毅 梁铁波 王昌朔 方华伟 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
多泵并联给水系统作为核动力系统的主要子系统之一,其给水泵的切换运行规律对系统运行经济性以及系统运行特性至关重要。本研究利用系统仿真支撑软件APROS建立了多泵并联给水系统仿真模型,并依据额定设计值验证了模型的准确性。基于此,... 详细信息
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长循环铅冷快芯装载方法研究
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核动力工程 2023年 第6期44卷 260-265页
作者: 夏榜样 徐灿 秦天骄 李晴 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
铅冷快具有系统简单、自然安全的特点,是最具发展潜力与现实性的四代核电型之一。由于铅冷却剂具有密度大、运行温度高、不透明等特性,导致铅冷快倒换料技术难度大、过程复杂且耗时,影响核电厂的经济性和安全性,因而增加循环长度... 详细信息
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基于反应堆多物理耦合框架并行网格映射的实现与效率分析
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核动力工程 2023年 第3期44卷 231-236页
作者: 汤琪芬 汪渊 潘俊杰 强胜龙 范佳锟 崔显涛 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610213
反应堆精细化物理热工耦合计算可以更准确地模拟芯行为,但现有分析程序对不同物理场进行计算时,采用不同的离散格式和网格划分,从而导致各个物理场之间离散变量的传递需要复杂网格映射关系,特别是全芯精细化建模,其大规模网格映射... 详细信息
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