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语言

  • 500 篇 中文
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"
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反应堆压力容器接管边缘应力区局部减薄处应力强度特征
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核动力工程 2008年 第2期29卷 52-54,69页
作者: 王小彬 米小琴 魏亚东 杨敏 陈海波 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
用ANSYS有限元分析软件对反应堆压力容器接管边缘应力区应力强度进行了模拟分析。给出了接管边缘应力区筒体的薄膜应力强度、薄膜+弯曲应力强度以及减薄区应力集中系数随减薄区尺寸大小及其位置等因素的变化规律。分析得出:最大薄膜应... 详细信息
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应用不连续因子修正的六角形解析节块方法
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核动力工程 2010年 第2期31卷 1-5页
作者: 倪东洋 咸春宇 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
在六角形解析节块方法中引入不连续因子,对该方法进行改进研究,并研制了分析程序HANDF和HANDF-C。应用该程序对UO2和MOX燃料组件组成的基准题进行了计算,结果表明,改进后的方法能够有效地提高反应堆芯(特别是非均匀性较强的芯)功率... 详细信息
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基于RELAP5的海洋条件下反应堆热工水力系统分析程序开发
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核动力工程 2009年 第6期30卷 53-56,62页
作者: 谭长禄 张虹 赵华 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
研究了倾斜、起伏和摇摆等海洋条件的数学模型。通过修改控制方程,开发了国内首个基于先进的、自由节点划分的RELAP5程序,并且适用于海洋条件的反应堆热工水力系统分析程序RELAP5/MC。用RELAP5/MC对海洋条件下简单两环路系统的自然循环... 详细信息
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超临界水反应堆物理-热工水力耦合程序系统MCATHAS的开发
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核动力工程 2010年 第6期31卷 52-55,74页
作者: 安萍 姚栋 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
针对超临界水冷反应堆(SCWR)开发了物理-热工水力耦合计算程序系统(MCATHAS)。该程序充分考虑SCWR轴向材料温度、密度的剧烈变化及和功率分布的相互影响。程序系统采用外耦合的方式;中子学计算采用连续截面库并行版MCNP程序;热工水力计... 详细信息
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基于二元重要度的设备分技术
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核动力工程 2009年 第S1期30卷 77-81页
作者: 曾未 余红星 孙玉发 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
现有的概率论设备分方法在重要度方法选取、计算方法和分限值制定等方面存在不足。本文把二元重要度决策法与叠加性转移模型相结合,以基于后果的风险评判为标准,为上述问题的处理提供了合理的理论依据。在秦山二期扩建核电站概率安... 详细信息
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核电厂安装和调试期间设备和系统的维护保养
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核动力工程 2009年 第3期30卷 99-101页
作者: 朱建军 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
研究了核电厂安装和调试期间开展设备和系统专业维护保养的必要性,讨论了如何组织核电厂安装和调试期间的设备和系统维护保养,并根据核电厂的特点给出核电厂安装和调试期间设备和系统维护保养技术管理的建议,以保证核电厂投入运行后设... 详细信息
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大亚湾核电站反应堆厂房防火分区
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核动力工程 2005年 第3期26卷 301-304页
作者: 秦忠 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
大亚湾核电站按照国家核安全局的要求进行例行的“10年安全审评”,火灾危害性分析是“10年安全审评”中的重要内容。本文结合大亚湾核电站的实际状态和特点,对大亚湾核电站反应堆厂房进行了防火分区及相应分析,为安全审评后续行动提供... 详细信息
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用OECD/NEA芯瞬态基准题验证RELAP5-TDNK程序系统
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核动力工程 2009年 第S1期30卷 23-27页
作者: 李峰 张渝 江光明 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610041
利用经济发展与合作组织核能机构(OECD/NEA)压水芯弹棒瞬态基准题对RELAP5-TDNK进行了验证。使用RELAP5-TDNK建立了弹棒基准题模型,分析了两种弹棒问题,对程序的数据交换能力、耦合方法和瞬态事故分析能力进行了检验。与国际上多种... 详细信息
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屏蔽式主泵飞轮方案论证及转子轴系动态性能敏感性分析
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核动力工程 2013年 第S1期34卷 73-76,79页
作者: 赵雪岑 邓礼平 刘立志 杨松 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
为保证核电主泵满足反应堆和断电事故后惰转时间的要求,对屏蔽式主泵机组的转动惯量要求、飞轮配重方案以及主泵转子轴系的动态性能进行分析,给出了飞轮方案,并进行轴承水膜刚度对转子轴系动态性能影响的敏感性分析。
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设计瞬态和疲劳损伤对反应堆压力容器设计寿命的影响分析
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核动力工程 2009年 第3期30卷 1-3,12页
作者: 孙英学 杜娟 卢岳川 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
通过疲劳分析、疲劳裂纹扩展分析和快速断裂力学分析,研究设计瞬态和疲劳损伤对反应堆压力容器设计寿命的影响。研究结果表明,按60a寿命设计反应堆压力容器是能够满足RCC-M规范的要求。
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