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检索条件"机构=中国核动力研究设计核反应堆系统设计技术国家级重点实验室"
500 条 记 录,以下是221-230 订阅
排序:
秦山核电厂应急行动水平研究
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中国核科技报告 2005年 第1期 182-191页
作者: 杨洪润 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 成都610041
介绍了核电厂应急行动水平研究的目的、国内外相关技术的发展和现状,并以秦山核电厂为例,对应急行动水平研究技术方案以及必须考虑的问题进行了较为详细的讨论,其中包括方法体系的选用、制定应急行动水平的原则、初始条件和应急行动... 详细信息
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热工水力子通道分析程序ATHAS的稳态验证
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核科学与工程 2014年 第2期34卷 187-192页
作者: 刘伟 朱元兵 白宁 单建强 张博 苟军利 厉井钢 西安交通大学核科学与技术学院 西安710049 中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041 中科华核电技术研究院 深圳518026
利用具有自主知识产权的子通道程序ATHAS对GE3×3组件进行稳态计算,并将ATHAS的预测值与实验测量值及其他子通道程序的预测值进行了对比分析,结果表明:ATHAS能够准确预测GE3×3组件内的热工水力参数分布,展示了ATHAS可靠的物理... 详细信息
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功率调节开关柜电磁兼容问题分析与研究
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电子世界 2014年 第8期 53-55页
作者: 刘堂胜 王劲松 李洪伟 何亮 谢峰 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室
功率调节开关柜电磁屏蔽连续性难以保证,同时由于采用了晶闸管调功器、开关电源、可编程控制器等部件,其电磁兼容问题非常复杂。本文进行了一系列原理及工艺方面的分析研究,提出一系列原理方法及工艺措施,优化了设备的电磁兼容性能。
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超临界二氧化碳布雷顿循环控制策略研究综述
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发电技术 2023年 第4期44卷 492-501页
作者: 唐鑫 钱奕然 方华伟 李洋 李思广 易经纬 陈伟雄 严俊杰 动力工程多相流国家重点实验室(西安交通大学) 陕西省西安市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 四川省成都市610041
超临界二氧化碳(supercritical carbon dioxide,SCO_(2))布雷顿循环在以第四代核能和太阳能为代表的清洁能源高效利用领域具有巨大发展潜力,而合理可靠的控制策略是保证S-CO_(2)布雷顿循环系统安全、稳定、高效、灵活运行的关键。调研... 详细信息
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反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的研发
收藏 引用
核科学与工程 2014年 第1期34卷 59-66页
作者: 刘伟 白宁 朱元兵 单建强 张博 苟军利 厉井钢 西安交通大学核科学与技术学院 西安710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 成都610041 中科华核电技术研究院 深圳518026
介绍了具有自主知识产权的反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的物理模型和数值解法。利用ATHAS对西屋四环路压水进行全芯热工水力子通道分析,并与COBRA-EN和THERMIT-2的预测值进行对比,结果表明:ATHAS能够准确预测大型压水芯... 详细信息
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FeCrAl合金拉伸力学性能分子动力研究
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稀有金属材料与工程 2023年 第2期52卷 777-784页
作者: 叶天舟 姚欢 巫英伟 章静 王明军 陈平 田文喜 秋穗正 苏光辉 西安交通大学核科学与技术学院陕西省先进核能技术重点实验室动力工程多相流国家重点实验室 陕西西安710049 西安交通大学航空航天学院机械结构强度与振动国家重点实验室陕西省先进飞行器服役环境与控制重点实验室 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
FeCrAl合金优良的高温抗氧化性能使其成为反应堆燃料包壳的候选替代材料之一,然而Cr和Al的存在会对其力学性能产生负面影响,对反应堆的安全运行造成潜在风险。为了分析FeCrAl合金体系在微观尺度的变形机制,采用分子动力学方法研究了温... 详细信息
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控制棒驱动机构滚轮丝杠传动副耐磨可靠性分析研究
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科技视界 2020年 第11期 115-118页
作者: 孙启航 王克成 张倬 张智锋 李维 邓强 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室 成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 成都610213
控制棒驱动机构(CRDM)是反应堆控制和保护系统的伺服机构,是反应堆本体中唯一的动设备,其安全性和可靠性直接影响到反应堆的安全与运行。滚轮丝杠传动副是CRDM的关键传动机构,磨损失效是其最主要的失效模式。本文在研究耐磨可靠性分析... 详细信息
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基于LSSVM的反应堆冷却泵振动趋势分析
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科技视界 2019年 第11期 67-69,57页
作者: 吴茜 吕鑫 王雪梅 邓志光 徐思捷 朱毖微 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室
反应堆冷却剂泵(以下简称主泵)作为一回路系统的心脏,其安全性和可靠性至关重要。通过对主泵振动情况进行持续在线监测,不仅能了解主泵运行状态,更重要的是对振动趋势的发展进行分析和预测,实现预知维修。针对主泵振动样本信息不足以及... 详细信息
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电流作用对铜镁合金弯曲微动疲劳损伤特性的影响
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摩擦学学报 2020年 第1期40卷 107-116页
作者: 薛博凯 米雪 白崇成 徐志彪 刘曦洋 刘建华 彭金方 朱旻昊 西南交通大学材料先进技术教育部重点实验室 四川成都610031 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 西南交通大学牵引动力国家重点实验室摩擦学研究所 四川成都610031 广东省江门市质量计量监督检测所 广东江门529000
采用自主研制的试验装置,研究了铜镁合金在不同电流强度条件下的弯曲微动疲劳损伤演变规律.运用红外线热成像仪测试电流条件下微动接触区温度分布情况;利用白光干涉仪、扫描电镜、电子探针、X射线光电子能谱仪对试样接触损伤区的微观形... 详细信息
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核动力工程设计项目管理进度控制影响因素分析
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装备环境工程 2020年 第4期17卷 123-127页
作者: 张倬 徐春 霍蒙 谢细明 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 成都610213
为确保项目目标实现,在总结核动力工程特点和科研设计院所设计流程的基础上,根据项目进度控制的定义和内容,结合行业特点,针对管理与技术互为影响的实际,按设计过程阶段,对影响核动力工程设计项目进度的内部因素和外部因素进行分析。在... 详细信息
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