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[期刊论文] 作者：李忠诚,马兹容,
来源：核动力工程 年份：2006
为了减轻由于稳压器波动管热分层引起的热疲劳效应及降低安装难度，提出了在M310型压水堆稳压器中加大波动管与主回路夹角的布置改进方案。波动管的布置改进将引起反应堆厂房内......
[期刊论文] 作者：马兹容,姚增华,
来源：核科学与工程 年份：2004
对大亚湾核电站和岭澳核电站的M310压水堆进行了不调硼负荷跟随研究.使用西屋公司APA堆芯核设计软件.从分析负荷跟随运行时的反应性变化入手,根据不调硼负荷跟随的需要重新设...
[期刊论文] 作者：位金锋,赵均,马兹容,,
来源：原子能科学技术 年份：2015
表面涂有一薄层硼化锆的一体化燃料可燃吸收体（IFBA）被用作轻水堆UO2燃料组件的反应性控制。法国AREVA公司开发的SCIENCE程序包具有模拟IFBA组件的能力，但其模拟精度需经标定。...
[期刊论文] 作者：赵常有,王加琦,马兹容,
来源：强激光与粒子束 年份：2017
介绍了CPR1000电厂目前使用的三维功率能力验证方法,从输入假设和计算过程两个方面入手,详细说明论证方法存在的保守性,得出输入假设的不确定性需要重新进行确定,分析过程中...
[期刊论文] 作者：陶俊,咸春宇,陈军,马兹容,
来源：核科学与工程 年份：2020
采用具有滑移修正因子和动力形状修正因子的Stokes重力沉降模型,研究“华龙一号”设计基准大破口失水事故工况下安全壳内气溶胶的重力沉降特性。根据安全壳内气溶胶粒子本身...
[期刊论文] 作者：陶俊,咸春宇,陈军,马兹容,
来源：核科学与工程 年份：2020
在核电厂正常运行和事故工况下,均要确保堆芯反应性控制功能的有效执行,以确保电厂及环境和公众的安全。本文研究了“华龙一号”核电厂设计基准事故长期阶段的反应性控制要求...
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