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检索条件"机构=云南省设计院第五设计所"
3885028 条 记 录,以下是71-80 订阅
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热管堆耦合开式布雷顿循环系统运行特性研究
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核动力工程 2024年 第1期45卷 237-245页
作者: 刘玖松 刘承敏 易经纬 李毅 李思广 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
为探究热管堆与开式布雷顿循环耦合的核电转换系统在堆芯功率和负荷变化时的运行特性,基于Modelica语言建立系统仿真模型,包括堆芯模型、热管传热模型和布雷顿循环模型,并验证了各模型的准确性。采用建立的模型对甩负荷工况和升、降功... 详细信息
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砂化白云岩隧洞围岩分类方法SHF构建及应用
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地球科学 2024年 第8期49卷 2813-2825页
作者: 董家兴 龚欣月 米健 范开元 杨润学 赵永川 沐红元 周伦顺 昆明理工大学电力工程学 云南昆明650500 云南省水利水电勘测设计研究 云南昆明650021 云南省滇中引水工程有限公司 云南昆明650000
砂化白云岩在我国西南地区分布广泛,在该地层中修建隧洞,常出现掌子面塌方、突水涌砂等地质灾害,因此在滇中引水工程建设中面临的砂化白云岩问题备受关注.砂化等级和地下水条件是控制砂化白云岩隧洞围岩破坏模式与稳定性的关键因素,然而... 详细信息
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列车荷载下风积沙填料弹性应变及预测模型
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铁道科学与工程学报 2024年 第6期21卷 2511-2522页
作者: 邹波 新疆铁道勘察设计院有限公司 新疆乌鲁木齐830011
随着我国沙漠铁路不断向沙漠腹地修建延伸,取得路基填筑需级配良好填料的运距逐渐增加,导致铁路建设投资大幅提高,因此就地取材采用风积沙填筑路基已成为一种趋势,但在循环荷载作用下风积沙填料的弹性应变规律还不明确。为研究循环荷... 详细信息
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高流速铅铋环境下板型燃料组件流致振动特性研究
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核动力工程 2024年 第3期45卷 246-251页
作者: 孙瑜 刘建 王浩煜 钱升 齐欢欢 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
液态铅铋合金具有导热性能好、热容量高等特点,是新一代先进反应堆的理想冷却剂。本文建立了高流速铅铋环境下板型燃料组件全尺寸计算流体动力学(CFD)模型,基于大涡模拟湍流模型开展了瞬态流体力学分析并获得了燃料板受的流体激励力... 详细信息
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气冷堆进水事故分析
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核动力工程 2024年 第2期45卷 241-247页
作者: 马誉高 曹忠彬 王金雨 邓坚 鲍辉 丁书华 程坤 胡文桢 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
气冷堆受工作环境或运行状态影响,可能发生其特有且造成严重事故后果的进水事故。针对美国气冷堆S4堆设计方案,模拟分析在正常运行工况下冷凝器部分传热管破裂导致的进水事故,研究事故造成的正反应性引入、回路超压等事故后果。利用... 详细信息
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燃料元件多物理场耦合分析平台MCAT开发及初步验证
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核动力工程 2024年 第3期45卷 28-36页
作者: 齐飞鹏 刘振海 尹春雨 罗剑 刘勇 钱立波 周毅 王浩煜 陈平 李权 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
为进一步提高燃料性能预测精度、拓展燃料分析工具适用范围。本文针对典型棒状燃料元件,基于商用有限元分析程序COMSOL、系统安全分析程序ARSAC以及蒙特卡罗燃耗计算程序RMC,搭建了燃料元件多物理场耦合分析平台MCAT,实现了燃料模块、... 详细信息
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主泵卡转子工况的反应堆冷却剂系统瞬态水力载荷研究
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核动力工程 2024年 第1期45卷 230-236页
作者: 崔怀明 谭鑫 王岩 匡成骁 苏舒 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
为真实反映事故工况下反应堆冷却剂系统瞬态内流过渡过程及水力载荷冲击,针对“华龙一号”反应堆及一回路系统,建立了高精度三维闭式系统瞬态流动计算方法,得到了该过渡过程中反应堆及一回路系统管路内压力波震荡规律及瞬态水力载荷特... 详细信息
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基于正电子衰变核素的符合探测效率研究
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核动力工程 2024年 第1期45卷 246-252页
作者: 卓祥林 青先国 杨振雷 包超 蒋天植 李进 卢佳玮 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
为了降低一回路压力边界冷却剂泄漏监测的测量下限,本文基于正电子衰变核素开展了符合探测效率研究。为了提高符合探测效率,采用蒙特卡罗程序Geant4对符合探测装置中的粒子输运过程进行了仿真模拟分析,研究了符合探测装置结构和探测器... 详细信息
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基于MOOSE平台的燃料元件锆合金高温氧化行为研究
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核动力工程 2024年 第1期45卷 84-89页
作者: 邬周志 张坤 王严培 余红星 张林 何梁 唐昌兵 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
为建立新型N36锆合金高温氧化行为预测方法,使得自主燃料元件性能分析程序FORWARD能适用于失水事故(LOCA)工况。本研究开展了新型N36锆合金高温蒸汽氧化试验,建立了N36锆合金高温氧化模型并对其进行了验证,最后基于FORWARD程序对LOCA工... 详细信息
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华龙一号反应堆DNBR在线监测系统开发及验证
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核动力工程 2024年 第2期45卷 248-253页
作者: 陈曦 吴清 邓坚 刘余 任春明 王啸宇 彭欢欢 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
传统的二代反应堆保护系统一般采用超温ΔT保护信号,这种保护方法比较保守,且属于间接方式,而偏离泡核沸腾比(DNBR)在线监测软件能够直接监督安全参数的变化。为了更直观地实时掌握华龙一号反应堆堆芯的安全裕量,进一步提高反应堆安全... 详细信息
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