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作者

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  • 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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大亚湾核电站换料水箱底板渗漏分析与评估
大亚湾核电站换料水箱底板渗漏分析与评估
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第十五届全国反应堆结构力学大会
作者: 卢岳川 吴万军 臧峰刚 孙英学 刘文进 中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术国家重点实验室 四川 成都 610041
2006年9月发现大亚湾2号机组换料水箱底板底部有微量水渗出,本工作通过地震分析、应力计算、断裂力学分析对发现渗漏的大亚湾2号机组换料水箱进行分析与评估.
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反应堆压力容器整体建模数值模拟探索性研究
反应堆压力容器整体建模数值模拟探索性研究
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第十五届全国反应堆结构力学大会
作者: 杨雯 张利民 郑连纲 姜乃斌 张毅雄 臧峰刚 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 四川 成都 610041 日本泰科诺斯达株式会社 北京代表处 北京 100098
反应堆压力容器力学分析评定中,由于计算所用的软、硬件设施的原因,以往的做法是把整个结构进行解耦,即把整个结构分解为若干段分别进行应力分析,这个过程中对于边界条件的处理或多或少地会有一些失真,对计算结果的准确性有一定影响.... 详细信息
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直管环向贯穿裂纹应力强度因子的有限元无网格耦合计算方法
直管环向贯穿裂纹应力强度因子的有限元无网格耦合计算方法
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第十五届全国反应堆结构力学大会
作者: 姜乃斌 赵华 柳军 刘成 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 四川 成都 610041 重庆大学 资源及环境科学学院 工程力学系 重庆 400044
在LBB方法的工程应用中,含裂纹管道的断裂力学分析工作是其中的关键技术之一.由于无网格法在解决断裂和裂纹扩展等工程问题的独特优势,本工作使用一种先进的有限元和无网格耦合方法进行含环向贯穿裂纹直管的断裂力学分析,以探索一种新... 详细信息
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核电厂风险指引管理研究
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核动力工程 2007年 第1期28卷 94-98页
作者: 王朝贵 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
风险指引管理是确定论与概率论方法相结合的一种新的安全管理模式。为了促进我国这项工作的开展,有必要对国内外的相关法规、标准和实践进行全面和系统研究。本文介绍了核电厂风险指引决策的基本原则、方法与风险接受准则,讨论了风险... 详细信息
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反应堆压力容器老化敏感性分析方法
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核动力工程 2007年 第5期28卷 87-90页
作者: 杨宇 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
结合近期开展的大亚湾反应堆压力容器老化分析及大纲编写工作,归纳总结了反应堆压力容器老化敏感性分析方法,提出了较为明确的表单化的老化分析流程,可以为相关的老化分析与评价活动提供借鉴。
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大亚湾核电站小支管振动测量结果分析评定
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核动力工程 2007年 第3期28卷 87-89页
作者: 刘文进 毛庆 曾忠秀 秦余新 张毅雄 王伟 吴万军 杨凯 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
大亚湾核电站在运行中,有部分辅助系统的小支管(管径不大于5.08cm)的振动较大,并有少数小支管出现振裂的情况,给核电站的安全运行带来不利影响。在大亚湾核电站十年安全审评时对辅助给水系统、安全壳喷淋系统反应堆换料水池和乏燃料... 详细信息
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304L不锈钢代替321不锈钢的可行性研究
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核动力工程 2007年 第z1期28卷 53-57页
作者: 蒋有荣 庞华 王智博 王涛涛 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室 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重点实验室成都610041
为了优选反应堆材料,本文对0Cr18Ni10Ti(321)和00cr19Ni10(304L)不锈钢的冶金性能、物理性能、力学性能、腐蚀性能、焊接性能、加工性能进行了对比分析.分析结果表明:304L不锈钢除了拉伸和蠕变强度比321不锈钢低一点外,其余性能在反应... 详细信息
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秦山二期工程反应堆压力容器管座焊接设计和工艺研究
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核动力工程 2007年 第Z1期28卷 48-52页
作者: 罗英 米小琴 魏亚东 钟元章 曹锐 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重点实验室成都610041
秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有3种类型的管座.重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接没计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响.介绍了焊接工艺中控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施.还根据1#和2#机... 详细信息
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蒙特卡罗算法并行计算研究
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核动力工程 2007年 第4期28卷 20-24页
作者: 王家翀 许川 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 中国核动力研究设计院 成都610041
采用蒙特卡罗(MC)计算方法,进行核反应粒子输运计算,是业内近十几年发展起来的一种有相对优势的计算方法。本文针对并行计算过程中数据初始化、计算任务分配、计算结果归约、计算结果一致性、程序功能一致性等关键问题进行了多种算法优... 详细信息
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含环向贯穿裂纹弯管的J积分研究
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核动力工程 2007年 第2期28卷 33-37页
作者: 黄庆 臧峰刚 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室 成都610041
弯管是核管道的重要组成部分,同时也是比较容易出现裂纹的部位,所以有必要开展含裂纹弯管的断裂力学分析研究,以确保核管道的结构完整性。本文采用ABAQUS软件,应用三维弹塑性断裂力学有限元方法对含环向贯穿裂纹的弯管进行了研究,... 详细信息
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