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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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反应堆数字化仪控系统安全级硬件平台设计及应用
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核动力工程 2013年 第1期34卷 162-164页
作者: 吴志强 高贺 曾少立 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 海军装备研究院 北京100161
开展了反应堆仪控安全级硬件平台的设计和研制。该平台采用X86系列主控制器、智能输入输出(IO)、高速总线的技术框架,按相关标准的要求进行设计和研制,并通过多项型式试验验证,满足指标要求。
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超级等效方法研究
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核动力工程 2013年 第3期34卷 11-16页
作者: 李满仓 王侃 姚栋 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
在广义等效理论(GET)和超级均匀化方法(SPH)的基础上,提出同时满足反应率、界面流和组件特征值守恒,且不显式使用等效因子的超级等效方法(SPE)。在蒙特卡罗组件均匀化中应用SPE,将该方法植入蒙特卡罗组件均匀化程序MCMC,并通过C5G7基准... 详细信息
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压水燃料组件横向非线性特征模拟研究
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核动力工程 2013年 第6期34卷 48-51页
作者: 茹俊 肖忠 蒲曾坪 雍泾 黄春兰 谷明非 粟敏 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室 成都610041
压水燃料组件的燃料棒依靠格架进行夹持,保持燃料棒的横向和轴向定位。在燃料组件弯曲时,燃料棒与格架产生相对滑移,是燃料组件产生横向非线性特征的主要原因。本文分析典型的压水燃料组件格架和燃料棒夹持系统设计特点,结合分析... 详细信息
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龙格库塔方法在三维物理热工耦合瞬态分析中的应用
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核动力工程 2013年 第3期34卷 17-23页
作者: 赵文博 姚栋 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
物理热工耦合采用模块化耦合方式,中子学空间求解采用第二类边界条件节块格林函数法(NGFM),热工水力求解采用COBRA-Ⅳ程序模块。耦合非线性方程的时间离散采用对角线隐式龙格库塔格式(DIRK),采用Richardson外推和嵌入低阶方法实现时步... 详细信息
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基于解析节块法的三维多群六角形几何功率重构研究
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核动力工程 2013年 第S1期34卷 91-94页
作者: 孙伟 李庆 倪东洋 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
解析节块法是将六角形节块内的每群中子注量率利用解析基函数展开,求得展开系数后可直接对六角形节块进行精细功率重构。应用上述理论模型,为芯程序HANDF-E编制了精细功率重构模块。利用VVER440基准题和三维4群热问题对该模块进行验... 详细信息
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小波变换在突变信号识别中的应用
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核动力工程 2013年 第2期34卷 62-67页
作者: 陈志辉 夏虹 邬芝胜 邓礼平 黄伟 彭敏俊 黄华 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 哈尔滨工程大学核科学与技术学院 哈尔滨150001
小波变换具有识别转动机械振动突变信号的特性。小波变换改进的单子带算法能有效识别第一类突变点,但对于第二类突变点却无法有效识别。进一步的研究发现,单子带改进算法对一些不需要的点作置零运算时,由于没有合理的过渡,使得对置零后... 详细信息
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行波燃烧机理研究
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核动力工程 2013年 第S1期34卷 221-224页
作者: 汤华鹏 严明宇 卢川 冯琳娜 陈彬 梁涛 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 江苏核电有限公司 江苏连云港222042
本文介绍了行波(TWR)燃烧原理的数学模型和数值解法,特别针对行波平衡态燃耗方程推导和求解以及行波燃烧速度的求解作了详细分析。通过对某1000 MW行波芯平衡态物理热工耦合计算分析,证明了行波原理的可行性和高效的核燃料利... 详细信息
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球床规模对孔隙流动特性影响的CFD模拟研究
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核动力工程 2013年 第2期34卷 25-29页
作者: 李健 宋小明 鲁剑超 李仲春 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 清华大学工程物理系 北京100084
对不同规模的有序积球床结构进行建模,并使用计算流体力学(CFD)方法对球床孔隙通道内的单相流动进行数值模拟。球床结构的孔隙区域采用混合网格划分策略,球床的计算规模达到11层,共141个颗粒,能够较真实地反映较大规模球床内部的孔隙... 详细信息
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稠密棒束通道内骤冷前沿附近壁面放热模型研究
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核动力工程 2013年 第4期34卷 33-37页
作者: 吴丹 余红星 于俊崇 俞冀阳 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
在再淹没过程中,骤冷前沿附近的流动换热现象最为复杂,通常所说的骤冷就是在这个区域发生的对于稠密棒束再淹没过程,实验研究显示其骤冷前沿处壁面温度的下降非常急剧,而已有的估算骤冷前沿附近放热的经验关系式模型未能合理预测该位置... 详细信息
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稠密栅芯底部再淹没计算模块开发
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核动力工程 2013年 第S1期34卷 27-31页
作者: 吴丹 余红星 于俊崇 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
再淹没是大破口失水事故下最重要也是最复杂的两相流动换热过程。与普通压水芯相比,稠密栅芯再淹没过程具有包壳峰值温度更高,骤冷更加缓慢等特点。已有的最佳估算程序中的再淹没模块不能直接应用于稠密栅芯再淹没过程的模拟。... 详细信息
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