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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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锆合金包壳管氢致延迟开裂应力强度因子阈值研究
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核动力工程 2020年 第S1期41卷 112-117页
作者: 夏仲佳 张靖宇 丁淑蓉 陈亮 复旦大学力学与工程仿真研究所 上海200433 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
针对受对称双集中力作用的含双边缘裂纹的锆合金包壳管,采用数值模拟方法,获得裂纹尖端应力场,建立了应力强度因子与裂纹长度、对称双集中力大小之间的关系。结合氢致延迟开裂(DHC)应力强度因子阈值(KIH)的理论求解方法,获得受对称双集... 详细信息
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核安全级仪控产品设计制造风险管理研究
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自动化仪表 2023年 第S1期44卷 186-189,195页
作者: 穆兰芬 张大林 西安交通大学能源与动力工程学院 陕西西安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 四川成都610213
核安全法规定了核安全级仪控产品设计制造必须开展风险管理,但目前核电相关标准未制定具体的风险管理方法。ISO 9001—2016规定了组织应策划应对风险的措施。为落实核安全法对风险管理的要求,对ISO 9001—2016中关于“组织应策划应对风... 详细信息
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两相流流体网络水力热力耦合计算分析
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核动力工程 2020年 第S02期41卷 5-9页
作者: 王雅峰 刘东 于洋 潘炎 唐雷 庞勃 黄擎宇 周俊燚 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 哈尔滨工程大学核科学与技术学院 哈尔滨150001
根据核电厂流体系统设计、安全分析与高精度仿真计算验证的需要,针对核电厂二回路系统蒸汽参数变化剧烈等两相流问题,进行了两相流流体网络水力热力耦合分析模型及算法研究,建立了一种能够准确响应流体网络中热力参数剧烈动态变化过程... 详细信息
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先进中子学栅格程序KYLIN-Ⅱ输运模块并行优化开发
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原子能科学技术 2020年 第5期54卷 930-936页
作者: 涂晓兰 柴晓明 刘东 芦韡 王鑫 李勋昭 付元光 郭凤晨 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 四川成都610213 北京应用物理与计算数学研究所 北京100094
先进中子学栅格程序KYLIN-Ⅱ的输运计算模块采用了特征线中子输运计算方法,其计算精度较高,可适用于反应堆中复杂的燃料组件,然而当网格规模、能群数、特征线数较大时,计算时间较长,计算效率较低,因此需对其进行并行优化,以提高计算效... 详细信息
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板状燃料组件进口堵流事故数值模拟
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核动力工程 2020年 第S02期41卷 92-97页
作者: 程瑞琪 熊进标 上海交通大学核科学与工程学院 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
当板状燃料元件由于辐照发生肿胀变形或者芯内部的材料碎片流入流道时,可能会发生冷却剂通道进口堵流事故。采用计算流体力学(CFD)软件STAR-CCM+,在板状燃料进口堵流50%事故下对冷却剂单通道和冷却剂并联多通道进行了稳态数值模拟,得... 详细信息
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微细通道换热器传热与阻力特性的实验研究
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广东化工 2022年 第13期49卷 75-77,43页
作者: 王宇阳 郝军凯 杨尚升 刘威 冯元 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室 四川成都610213
微细通道换热器在电子器件水冷散热领域有着广阔的应用前景,然而传统微细通道换热器采用钎焊工艺,焊接过程中所使用的钎料容易堵塞通道,本文采用扩散焊工艺制造了一款具有良好强度和完整性的微细通道换热器,不需要采用任何钎料。通过实... 详细信息
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带定位格架的棒束通道内泡状流条件下界面浓度输运模型
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核动力工程 2020年 第S01期41卷 87-91页
作者: 刘航 赖建永 李毅 张玉龙 汪宇 刘明皓 余小权 余红星 潘良明 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 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
在两流体模型中,表征两相间界面传递项的界面浓度是非常重要的参数之一。本文开发了含定位格架的棒束通道内泡状流条件下一维界面浓度输运方程,包含对方程中的源项和汇项,即气泡聚合项和气泡破裂项,并进行建模。基于四探头电导探针测量... 详细信息
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数字化反应堆耦合架构研究综述
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科技视界 2022年 第21期 38-41页
作者: 张喜林 王啸宇 彭倩 邹子强 王嘉赓 核反应堆系统设计技术重点实验室中国核动力研究设计院 四川成都610041 中国核动力研究设计院 四川成都610041
多专业程序耦合是数字化反应堆的主要开发任务之一。为解决多专业程序的耦合技术问题,各国数字化反应堆技术提出了不同的统一耦合架构理念。文章将系统性评估上述数字化反应堆技术路线中的统一耦合架构方案,包括耦合调度方案和数据传递... 详细信息
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典型事故工况下超临界水CSR1000的非能动安全特性研究
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核科学与工程 2021年 第2期41卷 366-377页
作者: 杨雯 任彦昊 吴攀 单建强 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 四川成都610041 西安交通大学核科学与技术学院 陕西西安710049
超临界水是第四代反应堆中仅有的水冷,具有热效率高、系统简化、经济性好、有效防止核扩散等特点。本文结合压力容器式超临界水CSR1000的特点,设计了一套完全非能动的安全系统,用以提升CSR1000反应堆的安全性,系统包括芯补水箱... 详细信息
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一种基于统计学习的换料芯装载优化空间特征提取方法
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科技创新导报 2022年 第27期19卷 155-159页
作者: 胡钰莹 廖鸿宽 李庆 于颖锐 刘鑫尧 陈飞飞 黄世恩 蔡云 向宏志 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 四川成都610041 中国核动力研究设计院 四川成都610041
本文提出了一种基于统计学习方法的换料芯装载优化空间特征提取方法,建立了适用于换料芯装载优化问题的特征统计量,将优化问题中的各种优化操作通过统计量加以学习和统计分析,获得了各优化操作的特征概率模型。通过实际的换料芯... 详细信息
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