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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"
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基于等效热网络法的控制棒驱动机构温升分析
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核动力工程 2024年 第5期45卷 199-205页
作者: 徐奇伟 刘升 罗凌雁 于天达 付国忠 杨云 赵一舟 重庆大学输变电装备技术全国重点实验室 重庆400044 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
核反应堆中的控制棒驱动机构(CRDM)长期运行在高温、高压、高辐射的恶劣环境中,为有效预防其因温度过高而造成损坏,需要对CRDM内部组件进行温度预测与估计,以提高核反应堆的安全性与可靠性。本文提出一种基于等效热网络法的温度估计方... 详细信息
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反应堆用新型自感式棒位探测器涡流效应分析
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核动力工程 2024年 第1期45卷 156-163页
作者: 张艺璇 徐奇伟 唐健凯 刘彦霆 黄思语 罗凌雁 重庆大学输变电装备技术全国重点实验室 重庆400044 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
目前编码式棒位探测器存在线圈数量多、结构复杂、测量精度粗略、可靠性差等诸多问题,严重阻碍了反应堆小型化的发展。本文提出一种新型自感式棒位探测器,采用四段等长度、A与B组线圈双匝并绕的探测结构,其中两组线圈相互独立,利用线圈... 详细信息
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超临界二氧化碳喷射器结构设计与性能研究
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核动力工程 2023年 第S01期44卷 81-87页
作者: 冯梦娇 刘旻昀 黄善仿 黄彦平 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 清华大学工程物理系 北京100084 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室 成都610213
在不额外消耗机械功的条件下,为了尽可能消除超临界二氧化碳涡轮系统中产生的泄漏气体对循环稳定性的负面影响,本文基于等压混合理论和双壅塞临界状态设计了可将泄露气体加压输送回循环的喷射器结构,使用计算流体力学软件Fluent对该模... 详细信息
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核级管道焊缝可检率优化研究
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核动力工程 2024年 第6期45卷 237-241页
作者: 武相 崔聪 邬芝胜 蔡鼎阳 赵千里 干依燃 苏应斌 肖韵菲 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 生态环境部核与辐射安全中心 北京100082
核级管道焊缝不可检问题不仅使焊缝抽检比例达不到现行标准要求,而且影响焊缝全寿期内的状态监测,不利于反应堆冷却剂系统运行安全。以浮动式核电站核级管道焊缝役前检查为例,采用描述统计的方法,对焊缝不可检问题进行详细原因分析。分... 详细信息
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单根螺旋管内沸腾两相流动不稳定性实验研究
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核动力工程 2024年 第4期45卷 61-68页
作者: 郑鹏德 汤琪芬 李振中 汪宁远 陈德奇 重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室 重庆400044 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
加热通道内发生沸腾相变时会出现流动不稳定,研究螺旋管内沸腾两相流动不稳定过程对螺旋管式直流蒸汽发生器的设计和运行具有重要意义。本文通过在热工实验平台中开展单根螺旋管内的沸腾两相流动实验,研究螺旋管内发生沸腾两相流动时的... 详细信息
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基于铅铋快的直流蒸汽发生器稳态与瞬态特性分析
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核动力工程 2024年 第2期45卷 103-109页
作者: 黄哲 梁铁波 杨雯 卢川 李洋 何中海 沈昕 上海交通大学机械与动力工程学院 上海200240 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
铅铋快的安全稳定运行与换热器一二次侧间的散热性能密切相关。本研究通过建立基于铅铋快的直流蒸汽发生器(OTSG)稳态与瞬态耦合分布参数模型,分析对比了不同负荷条件下OTSG内部热工水力特性的分布差异,并进一步揭示了铅铋快一次... 详细信息
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自然循环工况蒸汽发生器一回路流量分配特性分析
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核动力工程 2024年 第4期45卷 103-110页
作者: 栾行健 王文 宋嘉豪 韩菲 蒋二辉 程坤 杨帆 上海交通大学机械与动力工程学院 上海200240 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
自然循环是核动力系统一种特殊运行工况,此时蒸汽发生器内倒U型管束会发生反流现象,从而影响一二次侧换热功率与运行稳定性。本研究开发核动力装置蒸汽发生器内一次侧流量分配计算程序,以芬兰PACTEL压水反应堆实验验证计算程序准确性,... 详细信息
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铁铬铝骤冷过程最小膜态沸腾温度实验研究
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核动力工程 2024年 第4期45卷 267-273页
作者: 王泽锋 邓坚 邱志方 陈曦 王啸宇 陈建达 熊进标 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 上海交通大学机械与动力工程学院 上海200240
铁铬铝(FeCrAl)作为事故容错燃料(ATF)包壳的主要候选材料,能够抑制反应堆在严重事故下产氢释能的风险,提高反应堆的事故耐受能力。本文基于可视化方法研究了FeCrAl和Zr-4在骤冷过程中的沸腾传热行为。通过一维导热反问题求解计算FeCrA... 详细信息
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预氧化锆合金包壳在高温高压水中的微动磨损行为研究
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核动力工程 2024年 第5期45卷 142-154页
作者: 王俊 王志国 蔡振兵 李正阳 任全耀 刘晓红 焦拥军 西南交通大学摩擦学研究所 成都610031 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
为深入研究在实际服役过程中包壳随氧化时间变化后的微动磨损情况,采用过热水蒸气氧化的手段制备了多种预氧化包壳,并使用自制的高温高压切向微动磨损试验机开展了模拟压水运行工况的微动磨损试验,测量了基材以及经过不同时间预氧化... 详细信息
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热管固态芯燃料辐照-热-力耦合性能分析
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技术 2024年 第7期47卷 99-107页
作者: 杨轩 李权 李晨曦 章静 巫英伟 贺亚男 郭凯伦 苏光辉 田文喜 秋穗正 西安交通大学能源与动力工程学院 西安710049 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
热管冷却反应堆(简称:热管)具有高可靠性和固有安全性、体积小、模块化和全固态芯等特点。固态芯燃料服役过程在高温、强辐照、固态约束多因素作用下芯的传热和力学性能受到严重影响,基体接触导致应力与间隙换热都随燃耗加深而... 详细信息
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