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    • 2 篇 教育学
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机构

  • 273 篇 中国核动力研究设...
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  • 5 篇 华北电力大学
  • 5 篇 国家能源海洋核动...
  • 4 篇 中国核动力研究设...
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  • 3 篇 中国核动力研究设...

作者

  • 31 篇 臧峰刚
  • 30 篇 张毅雄
  • 27 篇 王远隆
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  • 22 篇 卢岳川
  • 22 篇 姚栋
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  • 19 篇 罗英
  • 19 篇 刘文进
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  • 16 篇 毛庆
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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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岭澳一期1VVP002管线安全壳外部分阻尼器减少分析评定
岭澳一期1VVP002管线安全壳外部分阻尼器减少分析评定
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第14届全国反应堆结构力学会议
作者: 刘文进 彭浩 曾忠秀 毛庆 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 大亚湾核电运营管理有限责任公司 深圳518124
核电站系统管道一方面要求在热膨胀作用下能自由膨胀,另一方面要求在动载荷作用下有较强的抵抗能力,阻尼器满足了两方面的要求.但是,阻尼器在使用过程中可能会出现漏油或卡死等现象,因此,在核电站运行期间需要对阻尼器进行定期的保养和... 详细信息
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蒸汽发生器管束流弹失稳半解析模型、CFD-理论混合模型与数据驱动分析模型研究
蒸汽发生器管束流弹失稳半解析模型、CFD-理论混合模型与数据驱动...
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第十五届全国振动理论及应用学术会议(NVTA2023)
作者: 赵燮霖 周进雄 冯志鹏 西安交通大学机械振动与强度国家重点实验室 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
蒸汽发生器管束一旦出现流弹失稳现象,会在很短的时间内破坏传热管的完整性,影响核电站安全。由于流弹失稳机理的复杂性,目前工程中大多使用经验公式与实验指导管束结构设计,致使相关研究精度有限且成本较高。因此亟需在前人的研究基础... 详细信息
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危化品实验室安全关键影响因素研究及布局优化
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实验技术与管理 2021年 第5期38卷 261-266页
作者: 展宗红 李国栋 张志强 赵东风 路帅 国家知识产权局专利局专利审查协作四川中心 四川成都610000 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610000 中国石油大学(华东)化学工程学院 山东青岛266580
为规范危化品实验室管理,降低其事故风险,通过调研近20年的高校、科研院所、企业实验室事故,采用传统事故分析方法、"2-4"模型等分析事故原因,确定实验室安全水平关键影响因素;引入性能化实验室安全布局理念,以某科研院所实... 详细信息
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一种安全关键软件系统符号执行优化方法
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计算机与现代化 2020年 第1期 96-99,110页
作者: 戴延军 吴志强 刘杰 刘朝晖 陈智 肖安红 南华大学计算机科学与技术学院 湖南衡阳421000 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610000
在航空、核电和国防军工领域当中,安全关键系统(Safety-Critical System,SCS)的软件非常重要,其可靠性必须通过测试或形式化方法来保障。符号执行作为一种高效的测试用例生成方法被广泛使用,然而,SCS软件系统的模块之间的耦合性较高,使... 详细信息
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不同涂层下的转子系统碰摩响应分析
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电工技术 2020年 第10期 122-124页
作者: 陈果 杨洋 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610213 西南交通大学力学与工程学院 四川成都610031
文章基于当量线化法分别建立了硬涂层、软涂层和一般情况下的碰摩力模型;以含涂层的Jeffcott转子为研究对象,通过线性插值法和Runge-Kutta法相结合的方式研究了不同涂层情况下转子系统动力学响应。数值仿真的结果表明:当转/静子部件... 详细信息
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基于多群蒙特卡罗方法的溶液燃料管理程序FMCHR的开发与验证
基于多群蒙特卡罗方法的溶液堆燃料管理程序FMCHR的开发与验证
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第十届全国蒙特卡罗方法及其应用学术会议
作者: 汪量子 姚栋 王侃 施工 清华大学工程物理系,北京 100084 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,四川省 成都市 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,四川省 成都市 610041 清华大学工程物理系,北京 100084
FMCHR是针对溶液开发的芯燃料管理程序。FMCHR以IAEA发布的69群WIMS-D格式截面库为初始数据库,用多群蒙特卡洛程序MCMG作为输运计算内核,结合溶液均匀燃料介质的特性,考虑了热工水力和辐照裂解气体的反馈效应,具有输运计算、... 详细信息
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核反应堆控制系统的鲁棒性分析
核反应堆控制系统的鲁棒性分析
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2012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重点实验室 四川成都 610041 国家能源压水反应堆技术研发中心 四川成都 610041
本文对核反应堆控制系统的鲁棒性进行了比较分析。通过分别用常规PID控制技术和先进控制技术实现对被控对象反应堆的控制,给出了改善反应堆控制系统鲁棒性的有效途径。
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龙格库塔时间离散的中子时空动力学方程求解
龙格库塔时间离散的中子时空动力学方程求解
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第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议
作者: 赵文博 姚栋 王侃 胡永明 清华大学 工程物理系 100084 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 清华大学 工程物理系 100084 清华大学 核研院 100084
本文基于第二类边界条件节块格林函数法程序NGFMN,开发了动态TNGFM程序。时间离散时间离散分别采用向后差分格式(BD)和对角线隐式龙格库塔格式(DIRK),并通过基准题对程序进行了验证。将两种格式的计算结果分析比较,1)DIRK格式相... 详细信息
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含环向贯穿裂纹弯管的断裂力学分析研究
含环向贯穿裂纹弯管的断裂力学分析研究
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第14届全国反应堆结构力学会议
作者: 黄庆 臧峰刚 上海核工程研究设计院 上海200233 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
采用ABAQUS软件对含环向贯穿裂纹弯管进行了三维弹塑性断裂力学有限元分析研究.基于计算得到的弯矩与末端转角曲线并采用两倍弹性斜率法和虚拟裂纹扩展法分别得到了含环向贯穿裂纹弯管的极限载荷和J积分.计算结果与已有的计算或试验结... 详细信息
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核电厂安全DCS机柜可燃物分析及火灾仿真模拟
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仪器仪表用户 2022年 第8期29卷 52-58页
作者: 高楠 刘明明 覃吴 马权 肖林 郑兴 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 成都610213 华北电力大学国家新能源发电工程研究中心 北京102206
安全DCS是核电厂的安全重要部分,对设备的安全性及可靠性要求较高。火灾作为影响其安全可靠运行的内部事件,它的发生将会导致DCS设备故障和误操作。为预防火灾发生及限制火灾后果,使火灾产生的影响降到最低,对安全DCS机柜提前进行... 详细信息
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