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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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广东岭澳核电二期工程数字化棒控棒位系统设计
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核动力工程 2008年 第2期29卷 105-109页
作者: 黄可东 张英 王华金 钟立平 李国勇 张瑞 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 中广核工程有限公司 广东深圳518000
广东岭澳核电二期工程控制棒控制系统和控制棒棒位监测系统(以下简称棒控棒位系统)采用基于法国AREVA的安全级仪控平台TXS技术和数字化技术,以及冗余设计技术手段,实现了反应堆温度和功率的集中控制。采用大功率晶体管实现了对控制棒的&... 详细信息
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核电站维修质量管理
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核动力工程 2008年 第S1期29卷 36-38,52页
作者: 孙林 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国防重点实验室 成都610041
对核电厂维修技术文件和维修活动的质量管理进行了重点探讨,旨在为核电厂自主营运和维修积累一些经验,同时对提高设计单位承担核岛维修能力和质量检查水平以及军品检修有一定参考价值。
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压水燃料组件弯曲变形机理及规避措施
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核动力工程 2008年 第2期29卷 55-57,73页
作者: 李伟才 肖忠 大亚湾核电运营管理有限责任公司 广东深圳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 成都610041
燃料组件弯曲过大可带来装卸料困难、控制棒不能完全下插、燃料组件破损、象限功率倾斜等问题,避免燃料组件弯曲过大对压水核电站的安全运行有重要的意义。本文介绍了燃料组件弯曲的现象及影响,归纳分析了燃料组件弯曲的影响因素、机... 详细信息
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核电设备设计和制造过程中的质量控制
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核动力工程 2008年 第S1期29卷 -页
作者: 孙林 许川 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
核电设备的质量是核电工程质量控制的基础。本文介绍了秦山核电站二期工程反应堆控制棒驱动机构从科研到产品过程中质量控制的成功经验,剖析了核电设备科研、设计和制造过程中质量控制的要求、特点和方法,旨在为实现核电设备自主化设计... 详细信息
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质保监查中基准管理的实施
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核动力工程 2008年 第S1期29卷 32-35页
作者: 刘咏梅 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
基准管理就是向本行业最好的企业学习,以该企业的实践作为基准,了解自身与最优者的差距,分析其原因,针对原因制定并有效实施,最终赶上和超过它的一个持续渐进的学习、变革和创新过程。本文结合多年质保监查工作的实践,运用基准管理方法... 详细信息
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科研生产项目中的采购管理
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核动力工程 2008年 第S1期29卷 62-64页
作者: 万谊 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
将现代企业采购管理理念引入产品科研生产用物料的采购全过程是适应科研生产发展趋势的必由之路。本文通过介绍采购归口管理部门将采购管理方法和手段在产品科研生产重点项目备件生产采购过程中运用的收获和体会,对采购控制工作的进一... 详细信息
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先进燃料组件格架交混性能分析
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核动力工程 2008年 第3期29卷 1-4,27页
作者: 陈畏葓 张虹 张凤林 胡海翔 胡德勇 陈平 雷涛 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
压水燃料组件格架上交混叶片的大小和形状影响其交混能力和流动阻力。介绍了格架交混性能优化设计的过程和结果,并用三维计算流体力学(CFD)软件对设计的3种格架方案进行了三维流场分析和比较。结果表明,就最高流体温度和流体最大温差... 详细信息
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基于小波分析的主冷却剂泵转子故障诊断方法研究
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核动力工程 2008年 第3期29卷 108-112页
作者: 陈志辉 夏虹 王涛涛 哈尔滨工程大学核科学与技术学院 哈尔滨150001 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 成都610041
小波分析具有降噪、多尺度分辨的特性,可以对主泵的典型故障进行故障特征提取。利用Simulink对主泵开裂纹、不对中及初始弯曲3个典型故障进行仿真得到振动曲线,并对振动曲线进行小波分析。结果表明,通过小波分析提取出的频谱信号可以有... 详细信息
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核动力装置设计质量形成机理及设计控制流程优化研究
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核动力工程 2008年 第S1期29卷 22-26,59页
作者: 王艳霞 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610041
通过研究设计质量构成、设计过程控制流程、设计产品的寿命周期和转换条件、核动力装置的设计过程,对核动力装置设计质量的形成机理进行了系统分析和薄弱环节的识别,并对设计质量问题产生的原因进行了初步分析,探讨了核动力装置设计过... 详细信息
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反应堆压力容器接管嘴马鞍面缺陷的断裂力学分析
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原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 641-644页
作者: 郑斌 孙英学 臧峰刚 卢岳川 杨宇 郑连纲 邹鸣中 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610041
某核电厂大修时发现反应堆压力容器均在出口接管嘴不锈钢焊层出现局部表面损伤痕迹,损伤最深处约为1.27 mm。本文采用ANSYS程序,依据相应规范,对反应堆压力容器出口接管嘴缺陷进行快速断裂力学分析和疲劳裂纹扩展分析。分析内容包含... 详细信息
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