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检索条件"机构=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"
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阳江核电厂2号机组内构件螺栓断裂事故分析与改进
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电焊机 2018年 第2期48卷 82-87页
作者: 王庆田 罗英 余志伟 胡朝威 张翼 李燕 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
介绍了阳江核电厂内构件二次支承与仪表套管组件螺栓断裂脱落事故以及由螺栓脱落事故导致的对一回路主设备造成的损伤。从设计、制造、安装和运行等各方面排查、分析螺栓断裂产生的原因。根据原因分析结果,提出相应的改进措施。这些... 详细信息
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基于大规模并行计算的三维多群中子扩散方程有限差分方法
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强激光与粒子束 2017年 第8期29卷 137-142页
作者: 吴文斌 于颖锐 向宏志 甯忠豪 李庆 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610041
三维多群中子扩散方程的精确、高效求解是核动力设计及燃料管理的基础。应用有限差分方法求解该方程具有简便、精确、成熟的优点;然而,该方法的计算量和存储量均较大,极大地限制了它的计算规模和应用范围。本文基于大规模并行计算,... 详细信息
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核电机组内构件螺栓断裂事故分析与改进研究
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中国核电 2018年 第4期11卷 481-487页
作者: 王庆田 胡朝威 李燕 张翼 李浩 吴水洁 陈忻 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
介绍了阳江核电站内构件二次支承与仪表套管组件螺栓断裂脱落事故,以及由螺栓脱落事故导致的对一回路主设备造成的损伤。从设计、制造、安装和运行等各方面,排查、分析了螺栓断裂产生的原因。根据原因分析结果,提出了相应的改进措施... 详细信息
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金属材料增材制造(3D打印)技术的局限性
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热加工工艺 2018年 第16期47卷 1-6,12页
作者: 屈华鹏 张宏亮 冯翰秋 陈海涛 郎宇平 王留兵 许斌 宋丹戎 钢铁研究总院特殊钢研究所不锈钢及耐蚀合金研究室 北京100081 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610200
按照选材、结构设计、原材料制备、打印加工和后续处理等步骤分析了增材制造(3D打印)技术特点和局限性。对生产效率和周期、制造成本、工序等3D打印的关键问题与传统的变形材生产技术进行了对比,以为选取大型金属材料复杂结构件成形... 详细信息
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控制棒驱动机构传动件状态诊断仿真研究
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核动力工程 2017年 第5期38卷 141-144页
作者: 杨晓晨 李维 张黎明 杨方亮 张智峰 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 海军工程大学 武汉430033
滚轮螺母丝杠传动型控制棒驱动机构(CRDM)的主要失效模式是滚轮磨损。以滚轮为研究对象,利用通用的ADAMS仿真软件计算分析滚轮在正常、坑状缺陷及过度磨损状态下的振动信号特性。结果表明:在CRDM工作过程中,会产生明显的冲击信号;随着... 详细信息
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RPV钢的多种疲劳裂纹扩展模型比较研究
RPV钢的多种疲劳裂纹扩展模型比较研究
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2018年全国固体力学学术会议
作者: 石凯凯 刘贞谷 高世卿 郑斌 陈建国 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
长期以来,学者在研究金属材料低周疲劳行为和裂纹扩展速率方面开展了许多工作。结合平面应力裂尖应力应变场和裂纹扩展失效准则,国内外已经提出了用于金属材料疲劳裂纹扩展速率的预测模型。针对相关研究,结合国产A508-3钢的常温实验数据... 详细信息
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主曲线法在反应堆压力容器老化延寿中的应用
主曲线法在反应堆压力容器老化延寿中的应用
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2018年全国固体力学学术会议
作者: 虞晓欢 杜娟 邵雪娇 杨宇 刘贞谷 田俊 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
反应堆压力容器的压力-温度限值曲线(P-T曲线)是确保压力容器完整性的重要方法,在处理压力容器老化延寿问题中有着重要意义。传统方法利用由(T-RT)表征的K绘制P-T曲线,但因测量RTNDT值的试验样品尺寸过大,不方便入,因此不能直接用... 详细信息
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核电厂运行瞬态分析软件PANTO的研发
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技术 2017年 第5期40卷 75-81页
作者: 刘余 任春明 汤琪芬 邓坚 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 中国核动力研究设计院 成都610213
针对核电厂运行瞬态分析的功能需求,中国核动力研究设计研发了PANTO(Program for Analysis of Normal Transient and Overpressure)软件。该软件基于成熟可靠的系统分析模型和特殊部件模型,采用模块化的软件设计理念,应用面向对象的C+... 详细信息
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压水氚产生量计算研究
压水堆氚产生量计算研究
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中国核学会2017年学术年会
作者: 景福庭 吕焕文 唐松乾 谭怡 肖锋 邓理邻 应栋川 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
本文详细分析并计算了轻水核电站的氚产生量,包含燃料棒、冷却剂和二次中子源棒中的氚。参考核电工程设计的假设分析了冷却剂中可排放的氚总产生量。研究表明,(1)B(n,2α)H反应是冷却剂中最重要的产氚反应;(2)二次中子源棒的氚... 详细信息
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冗余控制在工程应用中的设计方法研究
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军民两用技术与产品 2018年 第8期 238-239页
作者: 李洪伟 刘兆东 闵远胜 何亮 刘鎏 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
工程应用中常采用冗余控制方法提高控制系统可靠性.本文针对冗余控制方法进行了研究分析,明确了方法的适用性和局限性,并提出了工程应用中冗余控制设计的原则性要求.
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