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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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大亚湾核电站1R447房间内1EVC通风管及相关支承分析
大亚湾核电站1R447房间内1EVC通风管及相关支承分析
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第14届全国反应堆结构力学会议
作者: 刘文进 秦余新 曾忠秀 毛庆 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
大亚湾核电站一些通风管本身在设计上没有抗震要求,但这些通风管在地震发生时有可能位移过大撞坏或破损后产生飞射物砸坏其它安全相关的重要设备或系统,大亚湾核电站在10年安全审评时将地震作为初因事件对这些通风管进行了分析论证.本... 详细信息
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节流孔板在核管道中的设计分析研究
多级节流孔板在核级管道中的设计分析研究
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第14届全国反应堆结构力学会议
作者: 张毅雄 毛庆 向文元 毕勤成 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成都 大亚湾核电运营管理有限责任公司 深圳518124 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成都 大亚湾核电运营管理有限责任公司 深圳518124 西安交通大学 710049
在核电站管道系统设计中,大量采用节流孔板来增加系统阻力,限制管道流速.但是由于设计和分析上的种种原因,容易造成节流孔板过度节流,从而在节流孔板下游发生气蚀现象,引起管道振动和噪声,甚至造成管道的疲劳破坏,给核电厂安全带来隐患... 详细信息
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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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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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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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反应堆压力容器密封系统瞬态热弹塑性接触的高效解法
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核动力工程 2005年 第1期26卷 40-43,69页
作者: 徐铭宇 林腾蛟 李润方 杜雪松 李水安 杨宇 重庆大学机械传动国家重点实验室 400044 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
本文在自行开发的三维瞬态密封分析程序的基础上,采用弹塑性小变形问题的非线性求解方法、接触问题的混合求解算法、接触传热有限元混合法、线性方程组求解器等方法,提高了计算效率,并对三维瞬态密封分析程序中相应的计算和分析模块进... 详细信息
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孔板气蚀诱发核管道振动和噪声问题研究
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核动力工程 2005年 第4期26卷 356-359页
作者: 毛庆 向文元 张毅雄 王伟 西安交通大学 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 大亚湾核电运营管理有限责任公司
针对在役核电厂出现的核管道系统强烈振动和噪声导致结构失效的问题,采用“数值模拟优先”的研究方法,通过数值计算分析和实验研究,发现节流孔板气蚀是诱发故障的根本原因,提出了工程改造方案。系统改造后的现场调查和评估显示:在保... 详细信息
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CNP1500核电站芯燃料管理研究
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中国核科技报告 2005年 第1期 164-173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 成都610041
CNP1500是四环路、轻水慢化和冷却的压水核电站,反应堆芯由205个AFA-3GXL燃料组件组成,芯冷态活性段高度为426.7 cm,等效直径为347.0 cm。反应堆热功率输出为4 250 MW,平均线功率密度为179.5 W/cm。平衡循环芯的循环长度为470... 详细信息
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秦山核电厂应急行动水平研究
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中国核科技报告 2005年 第1期 182-191页
作者: 杨洪润 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
介绍了核电厂应急行动水平研究的目的、国内外相关技术的发展和现状,并以秦山核电厂为例,对应急行动水平研究技术方案以及必须考虑的问题进行了较为详细的讨论,其中包括方法体系的选用、制定应急行动水平的原则、初始条件和应急行动... 详细信息
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三通管道优化设计
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机械 2005年 第9期32卷 10-12页
作者: 郑连纲 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
优化设计是一种寻找最优设计方案或者说是最有效率方案的技术,充分挖掘设计潜力,比较并评价设计方案,给出最优设计。所谓“最优设计”,指的是一种方案可以满足所有设计要求,而且所有的支出(如重量、面积、体积、应力、费用等)最小。也... 详细信息
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