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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431-440 订阅
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铀氢锆动力芯燃料管理程序包开发及验证
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核动力工程 2007年 第3期28卷 68-71,112页
作者: 王连杰 姚栋 陈炳德 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
介绍了基于轻水燃料组件参数计算程序和芯燃料管理程序开发的铀氢锆动力芯燃料管理程序包。采用西安脉冲的实测数据和国外相关研究设计参数对其进行了验证分析。结果表明:本程序包计算值与西安脉冲的实测数据及国外设计参... 详细信息
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压水结构设计中应注意的问题
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核动力工程 2007年 第5期28卷 1-4,9页
作者: 段远刚 许川 唐传宝 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
根据工程经验,在压水结构设计中,应对反应堆的结构布置、功能要求、接口控制、热工水力特性、驱动线性能、结构完整性以及内构件的功能准则和结构对燃料组件的影响等方面进行综合评价,以确保反应堆的顺利装配,实现反应堆的功能并... 详细信息
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一体化先进全厂断电事故下非能动余热排出系统能力分析
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核动力工程 2007年 第6期28卷 80-83页
作者: 沈瑾 江光明 唐钢 余红星 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(NPIC)设计中国一体化先进(CIP)余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5/MOD程序分析计算该全厂断电事故后芯核功率、芯平均温度、一回路和二回路压力,以及非能动余热排出系统功率随时间的变化,论证了非... 详细信息
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反应堆冷却剂系统主管道安注斜接管等温横向射流流动特性的研究
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核动力工程 2007年 第3期28卷 22-26页
作者: 贺慧宁 罗毓珊 王海军 毛庆 张毅雄 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室 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
针对核反应堆冷却剂系统中的主管道安注斜接管等温横向射流问题,应用计算流体力学商用软件CFX进行等温横向射流流动的数值模拟,得出了典型运行工况下的三维流场分布。深入研究了射流与主流在不同流速比情况下等温横向射流的流动特性、... 详细信息
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反应堆冷却剂系统接管内射流的流动可视化
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动力工程 2007年 第2期27卷 223-226页
作者: 杨胜 罗毓珊 王海军 陈听宽 毛庆 张毅雄 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室 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
对CNP1000核反应堆冷却剂安全注入接管内射流的流动特性进行了可视化研究。在相同的流速比下,流型和射流穿透深度、影响区域基本相同;随着流速比的增加,射流穿透深度增大,偏斜减小,沿主管管壁流体减少。结果对于后续的传热试验热测点布... 详细信息
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三维中子输运方程的非结构网格离散纵标数值解法
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西安交通大学学报 2007年 第3期41卷 363-366页
作者: 巨海涛 吴宏春 姚栋 咸春宇 西安交通大学能源与动力工程学院 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
从一阶三维中子输运方程出发,对方向变量采用离散纵标方法展开,得到一系列关于空间变量的偏微分方程,从而避免了二阶方程由于分母上存在截面,不能准确描述内含真空介质的问题.对这些关于空间变量的方程采用最小二乘有限元方法进行离散,... 详细信息
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中国先进研究功率调节系统的仿真研究及优化设计
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核动力工程 2007年 第5期28卷 104-108页
作者: 董化平 张建民 曾海 金华晋 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 西安交通大学 710049 中国原子能科学研究院 北京102413
基于核电厂SimPort仿真平台构建了中国先进研究(CARR)功率调节系统仿真模型,利用该模型对CARR功率调节系统进行了瞬态仿真研究;针对CARR功率调节系统驱动机构的特点,研究了控制棒位移精度以及电磁线圈和衔铁位移延迟对系统稳定性的影... 详细信息
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用Simulink扩展RELAP5的控制与保护系统仿真功能
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核动力工程 2007年 第6期28卷 112-116页
作者: 侯东 林萌 许志红 杨燕华 陈智 上海交通大学核科学与工程学院 200240 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
RELAP5程序本身具有模拟核电站控制与保护系统的功能,但是,由于该程序采用文本输入方式进行建模,编写复杂,可读性不强,不适合于对大型复杂控制系统进行仿真。而Simulink程序采用图形化建模方式,能够高效、便捷地对核电厂复杂控制与保护... 详细信息
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国产304NG控氮不锈钢应用性能研究
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核动力工程 2007年 第Z1期28卷 40-43,57页
作者: 文燕 赖旭平 段远刚 姜峨 李光福 许斌 龚宾 中国核动力研究设计院核燃料与材料国家重点实验室 成都610041 中国核动力研究设计院核燃料与材料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燃料与材料国家重点实验室成都610041 上海材料研究所腐蚀实验室200437 中国核动力研究设计院核燃料与材料国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核燃料与材料国家重点实验室成都610041
通过向奥氏体不锈钢中加入适量的氮和降低碳含量,可以提高钢的强度,改善钢的耐腐蚀性能,而基本上不影响钢的塑性和韧性.本文对核工程用304NG控氮不锈钢的应用性能进行了研究,包括材料的基本特性和应力腐蚀、均匀腐蚀等性能.结果表明,国... 详细信息
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核反应堆数值计算与粒子输运专业回顾与发展
核反应堆数值计算与粒子输运专业回顾与发展
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全国计算机物理学会第六届年会和学术交流会
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
中国核学会计算物理学会反应堆数值计算与粒子输运专业委员会成立于1983年, 挂靠在中核集团中国核动力研究设计院。反应堆数值计算与粒子输运专业委员会现由18 人组成。专业委员会坚持每两年召开一次学术交流会。
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