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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"
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秦二扩LOCA后安全壳内产氢量计算分析
秦二扩LOCA后安全壳内产氢量计算分析
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第十二届反应堆数值计算与粒子输运学术会议
作者: 胡建军 芮旻 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
压水核电站LOCA(失水事故)后,由于反应堆冷却剂的辐照分解、锆水反应等机制,在安全壳内产生大量的氢气,这些氢气与安全壳内的氧气混合形成易爆混合物,在一定条件下会造成爆炸的危险。LOCA后可能释放到安全壳内的氢气浓度必须保持低于... 详细信息
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大型先进压水核电站芯装载方案设想
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中国核电 2008年 第3期1卷 212-215页
作者: 李冬生 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 四川成都610041
核电站芯装载方案是反应堆设计的重要基础,它首先必须满足核安全的要求,同时还要尽可能地提高经济性。通过分析国内、外百万千瓦核电站的芯装载,对反应堆输出功率、燃料组件数、芯平均线功率密度进行比较,给出我国大型先进... 详细信息
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核反应堆动力学模型刚性问题的简易处理
核反应堆动力学模型刚性问题的简易处理
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第十二届反应堆数值计算与粒子输运学术会议
作者: 王远隆 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
本文针对核反应堆动力学模型刚性问题提出了简易处理方法,并给出了仿真结果。这样的方法可以有效地应用于反应堆控制系统设计
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无损检测技术在秦山二期核反应堆压力容器制造中的应用
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中国核电 2008年 第4期1卷 304-308页
作者: 罗英 米小琴 钟元章 张敬才 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 四川成都610041
论述了多种无损检测技术在秦山二期1号和2号机组核反应堆压力容器生产中的应用,以及对锻件、焊缝进行无损检测的方法与注意事项,根据1号和2号机组反应堆压力容器制造过程中无损检测的经验反馈,结合新版的检查规范,在3号和4号机组反应堆... 详细信息
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反应堆压力容器芯段断裂力学分析
反应堆压力容器堆芯段断裂力学分析
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第十四届全国疲劳与断裂学术会议
作者: 孙英学 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
本文对反应堆压力容器运行128炉后的状态,进行了芯段的应力计算、疲劳裂纹扩展分析和快速断裂分析,并按照ASMB规范对计算结果进行了分析和评定。评定结果表明:反应堆压力容器运行128炉后,芯段疲劳裂纹扩展和快速断裂都满足相应的评... 详细信息
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核反应堆动力学模型刚性问题的简易处理
核反应堆动力学模型刚性问题的简易处理
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第十二届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2008年反应堆物理会议
作者: 王远隆 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 610041
本文针对核反应堆动力学模型刚性问题提出了简易处理方法,并给出了仿真结果。这样的方法可以有效地应用于反应堆控制系统设计
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J2EE信息系统性能故障诊断方法
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中国制造业信息化(学术版) 2008年 第9期37卷 22-26页
作者: 曾辉 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 四川成都610041
J2EE系统性能故障往往难以诊断,在分析J2EE系统结构和性能故障机理的基础上,提出了一种层次化的诊断方法,列举了主要的故障原因和处置对策并给出了应用实例,以帮助运行维护人员准确诊断和排除性能故障。
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核反应堆模糊控制
核反应堆模糊控制
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2008年西南三省一市自动化与仪器仪表学术年会
作者: 王远隆 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
本文采用比较分析方法,分别用模糊控制技术与常规控制技术实现对反应堆的控制,并通过仿真计算给出图示对比,结果表明,用模糊控制技术实现对反应堆的控制有其独特的优越性.
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芯段筒体快速断裂计算
堆芯段筒体快速断裂计算
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第十五届全国反应堆结构力学大会
作者: 卢岳川 中国核动力研究设计院 核反应堆设计技术国家级重点实验室
本文研究反应堆压力容器在60年寿期末是否会出现快速断裂.主要考虑的是受芯辐照的筒体区域,这是因为辐照会引起材料非延性转变温度(RTNDT)升高,从而降低材料断裂韧性,威胁反应堆压力容器的结构完整性.
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秦二扩LOCA后安全壳内产氢量计算分析
秦二扩LOCA后安全壳内产氢量计算分析
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第十二届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2008年反应堆物理会议
作者: 胡建军 芮旻 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
压水核电站LOCA(失水事故)后,由于反应堆冷却剂的辐照分解、锆水反应等机制,在安全壳内产生大量的氢气,这些氢气与安全壳内的氧气混合形成易爆混合物,在一定条件下会造成爆炸的危险。 LOCA后可能释放到安全壳内的氢气浓度必须... 详细信息
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