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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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900MW压水核电厂稳压器筒体成形工艺评定研究
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压力容器 2013年 第7期30卷 77-80,46页
作者: 邓丰 何劲松 李焕鸣 黄燕 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计国家级重点实验室 四川成都610041
稳压器是压水核电厂一回路冷却剂系统的主设备之一,对整个核电厂的运行和安全起着至关重要的作用。900 MW压水核电厂稳压器采用板焊结构,筒体采用低合金钢钢板通过冷卷成形制造。依据核电设备建造规范的要求,根据稳压器冷成形工艺,... 详细信息
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阻尼施加方式对反应堆冷却剂系统地震载荷的影响
阻尼施加方式对反应堆冷却剂系统地震载荷的影响
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四川省力学学会2013年学术年会
作者: 叶献辉 张毅雄 刘文进 齐欢欢 中国核动力研究设计院核反应堆设计技术重点实验室 四川成都610041
核电站反应堆冷却剂系统地震分析是核电设计中一项十分重要的工作.阻尼对系统地震载荷有着很大的影响.以反应堆冷却剂系统非线性有限元模型为研究对象,采用ANSYS软件分析阻尼不同施加方式对系统地震载荷的影响,得到了对实际工程有参考... 详细信息
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三维芯连续能量蒙特卡罗程序用于HFETR零功率物理实验计算分析研究
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核动力工程 2012年 第6期33卷 127-131,138页
作者: 彭钢 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
采用三维芯连续能量蒙特卡罗程序(MCNP)对高通量工程试验(HFETR)零功率物理实验进行计算分析。从计算结果可以看出,在零功率反应堆上,径向铍反射层应当考虑金属铍中的杂质和密度修正,同时需要考虑控制棒过渡段的10B含量修正;而HFET... 详细信息
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基于扩散方程的包壳氧化模型
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核动力工程 2012年 第4期33卷 44-49页
作者: 何晓强 余红星 李锋 江光明 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
在轻水的严重事故中,芯中锆包壳与水蒸汽的氧化反应对事故进程的影响至关重要。当氧化时间较长,或者包壳表面水蒸汽流量很小时,基于实验结果的抛物线型公式存在着不足,影响对包壳失效、氢气产生量以及温度的预测。本研究从菲克定律... 详细信息
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矩形通道的流固耦合传热模拟
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核动力工程 2012年 第2期33卷 78-82,103页
作者: 毕树茂 刘昌文 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
针对带发热板的矩形通道,利用CFX程序对其进行流固耦合传热模拟,并对网格进行传热方面的敏感性分析,得到较好的网格尺度。最后,通过与直接添加表面热流密度模拟的对比,分析流固耦合传热模拟的好处。研究结果表明,流固耦合传热模拟能更... 详细信息
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反应堆内构件仪表套管焊接变形的控制
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核动力工程 2012年 第4期33卷 67-71页
作者: 王庆田 李燕 李娜 许斌 蒋兴钧 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
针对核电厂反应堆内构件不锈钢仪表套管柱在自由状态下焊接时,较易出现焊接变形的不符合项,提出一系列包括优化焊接工艺和参数等的控制焊接变形措施。焊接后的液体渗透检验、射线照相检验及尺寸检查结果表明,按此改进工艺焊接的仪表... 详细信息
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骤冷网格对层流火焰影响的数值分析
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核动力工程 2012年 第4期33卷 116-119页
作者: 陈彬 余红星 张渝 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
利用计算流体力学(CFD)方法,研究二维简化情形下骤冷网格对层流火焰传播的影响。数值分析结果表明:随着火焰的传播,层流火焰前沿在接近骤冷网格的过程中,向金属网格的传热逐渐超过氢气燃烧产生的化学热,最终火焰的传播被骤冷网格终止。
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压水核电站乏燃料运输辅助设备设计
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核动力工程 2012年 第6期33卷 147-150页
作者: 瓮松峰 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610041
乏燃料运输辅助设备是用于对乏燃料运输容器进行充水排气、充气排水、充气风干的设备,并可对已装载乏燃料组件的容器进行充水冷却,实现乏燃料组件的安全装卸。本文介绍乏燃料运输辅助设备的功能要求、设计方案和工作原理。设备采用模块... 详细信息
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基于CFD方法的自然循环反应堆冷却剂流动特性分析
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核动力工程 2012年 第S1期33卷 111-114,118页
作者: 卢川 张勇 鲁剑超 董化平 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
运用计算流体力学(CFD)方法对自然循环反应堆冷却剂流场进行计算模拟。分析发现,采用剪切应力传输模型(SST)与雷诺应力模型(SSG)进行流场计算,其结果基本一致;CFD流量计算结果与系统程序Relap5流量计算结果基本一致。对反应堆芯采用... 详细信息
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反应堆压力容器承压热冲击分析研究
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核动力工程 2012年 第1期33卷 1-3,13页
作者: 郑斌 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重点实验室 成都610041
依据RCC-M规范和美国NRC 10CFR50.61,对存在假想裂纹的反应堆压力容器芯带区进行承压热冲击分析研究。计算核电厂寿期末的基准温度,并采用承压热冲击筛选准则进行评定;计算了承压热冲击瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子,并按RCC-M规... 详细信息
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