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  • 3,135 篇 中文
检索条件"机构=核反应堆系统设计技术重点实验室"
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基于CFD方法的行波燃料组件结构优化设计研究
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核动力工程 2013年 第6期34卷 27-30页
作者: 鲁剑超 卢川 严明宇 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
前期在行波燃料组件的设计研究中发现组件内冷却剂截面温差很大,无法满足组件设计要求的问题。本文采用计算流体力学(CFD)方法针对绕肋结构和组件围筒结构进行多方案论证,分析发现,燃料棒设置绕肋结构可在一定程度上减小组件截面温差... 详细信息
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压水蒸汽发生器自由液面膜液滴产生情况估算
压水堆蒸汽发生器自由液面膜液滴产生情况估算
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北京核学会第十届(2014年)核应用技术学术交流会
作者: 马超 薄涵亮 清华大学核能与新能源技术研究院 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
确定蒸汽发生器内液滴的来源信息至关重要,是汽水分离机理研究工作的基础。自由液面汽泡破裂产生膜液滴现象是蒸汽发生器内液滴重要来源之一。本文在验证单气泡破裂产生膜液滴模型正确性的前提下,围绕岭澳二期核电站压水蒸汽发生器进... 详细信息
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阻尼对主系统地震载荷的影响分析
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核动力工程 2013年 第5期34卷 57-60页
作者: 叶献辉 齐欢欢 张毅雄 刘文进 王明利 龚君勇 中国核动力研究设计院核反应堆设计技术重点实验室 成都610041
以核电厂主系统非线性有限元模型为研究对象,采用ANSYS软件分析阻尼不同施加方式对主系统地震载荷的影响。结果表明,在主系统地震分析中,采用瑞利阻尼方式计算的载荷相对比较保守;在计算方法允许的情况下应尽可能采用直接施加模态阻尼... 详细信息
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窄缝通道两相流相间摩擦特性对再淹没骤冷前沿推进速率的影响研究
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核动力工程 2013年 第6期34卷 66-69,74页
作者: 曾未 朱力 刘松涛 余红星 孙玉发 中国核动力研究设计院核反应堆设计技术重点实验室 成都610041
基于Saxena试验获得窄缝通道骤冷前沿推进速率,采用RELAP5程序对实验进行模拟,模拟结果表明程序高估了骤冷前沿推进速率。以两相动量守恒方程和Griffith矩形窄缝通道漂移流速度模型为基础,建立窄缝通道相间漂移流摩擦模型。该模型考虑... 详细信息
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燃料组件由AFA 2G改为AFA 3G对反应堆内构件地震响应的影响
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核动力工程 2013年 第5期34卷 25-29页
作者: 刘文进 曾忠秀 叶献辉 吴万军 中国核动力研究设计院核反应堆设计技术重点实验室 成都610041
建立燃料组件为AFA 2G和AFA 3G两种芯结构的反应堆非线性地震分析模型,采用ANAYS软件进行地震情况下的非线性时程动力分析研究,并对分析结果进行对比。结果表明:燃料组件由AFA 2G变为AFA 3G不用对反应堆内构件进行重新分析评定,只... 详细信息
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基于RELAP5的窄缝通道再淹没模型适应性研究
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核动力工程 2013年 第3期34卷 50-57页
作者: 曾未 余红星 孙玉发 李锋 中国核动力研究设计院核反应堆设计技术国家重点实验室 成都610041
基于Saxena窄缝通道再淹没实验,评价RELAP5再淹没模型对窄缝通道的适用性。研究表明,现有的RELAP5程序高估了骤冷前沿推进速率,对于壁面温度的预测也存在较大偏差。结合国内外对窄缝通道临界后热工水力特性的认识,从热工水力机理出发分... 详细信息
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GPU加速三维特征线方法的研究
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核动力工程 2013年 第S1期34卷 18-23页
作者: 张知竹 李庆 王侃 清华大学工程物理系 北京100084 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
三维特征线方法可以精确求解任意几何芯的稳态多群中子输运方程,但同时也具有收敛慢、计算时间长的不足,需要研究相应的加速手段。图形处理器(GPU)计算由于具有速度快,能耗低的优点,被认为是未来高性能计算发展的方向之一。研究GPU计... 详细信息
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复杂载荷下加筋圆柱壳非线性冲击屈曲研究
复杂载荷下加筋圆柱壳非线性冲击屈曲研究
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四川省力学学会2014年学术交流年会
作者: 余宏坤 余晓菲 中国电子科技集团公司第二十九研究所 成都610036 核反应堆系统设计技术重点实验室 成都610213
将加筋圆柱壳离散成为由圆柱壳和加强筋组成的壳体-肋骨系统,假设环向加筋与壳体在接触处刚性连接,由Hamilton变分原理推导出加筋圆柱壳结构的运动方程,以研究加筋圆柱壳在水下冲击载荷和静水压力以及动水压力组成的复杂载荷联合作用下... 详细信息
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燃料组件压紧部件分析研究
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核动力工程 2013年 第S1期34卷 148-151页
作者: 张林 蒲曾坪 冯琳娜 中国核动力研究设计研究院核反应堆系统设计重点实验室 成都610041
燃料组件压紧部件是核反应堆燃料组件的重要部件,其性能影响到燃料组件的完整性乃至安全性,是核电厂安全审查中关注的重点之一。结合燃料组件压紧部件的要求,计算板状弹簧压紧部件全寿期内的压紧力,针对压紧力不足的风险进行了原因分析... 详细信息
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反应堆热工水力中CATHARE与TRIO_U程序耦合分析研究
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核动力工程 2013年 第S1期34卷 201-205页
作者: 彭倩 余红星 Simone VANDROUX Fabien PERDU 李松蔚 杨雯 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 Reactor Thermal-Hydraulics Associated Labs(RTHAL) CEAGrenoble38054France
采用区域覆盖的耦合方法对一维系统程序CATHARE与三维计算流体力学(CFD)程序TRIO_U进行耦合分析研究,对文中建立的简易模型进行稳态计算,通过耦合前程序误差、耦合平台误差测试,确认解析解、系统程序计算结果、TRIO_U程序计算以及单个... 详细信息
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