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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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排序:
304L不锈钢代替321不锈钢的可行性研究
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核动力工程 2007年 第z1期28卷 53-57页
作者: 蒋有荣 庞华 王智博 王涛涛 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 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
为了优选反应堆材料,本文对0Cr18Ni10Ti(321)和00cr19Ni10(304L)不锈钢的冶金性能、物理性能、力学性能、腐蚀性能、焊接性能、加工性能进行了对比分析.分析结果表明:304L不锈钢除了拉伸和蠕变强度比321不锈钢低一点外,其余性能在反应... 详细信息
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秦山二期工程反应堆压力容器管座焊接设计和工艺研究
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核动力工程 2007年 第Z1期28卷 48-52页
作者: 罗英 米小琴 魏亚东 钟元章 曹锐 张敬才 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 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 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
秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有3种类型的管座.重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接没计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响.介绍了焊接工艺中控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施.还根据1#和2#机... 详细信息
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含环向贯穿裂纹弯管的J积分研究
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核动力工程 2007年 第2期28卷 33-37页
作者: 黄庆 臧峰刚 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
弯管是核级管道的重要组成部分,同时也是比较容易出现裂纹的部位,所以有必要开展含裂纹弯管的断裂力学分析研究,以确保核级管道的结构完整性。本文采用ABAQUS软件,应用三维弹塑性断裂力学有限元方法对含环向贯穿裂纹的弯管进行了研究,... 详细信息
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核电厂风险指引管理研究
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核动力工程 2007年 第1期28卷 94-98页
作者: 王朝贵 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
风险指引管理是确定论与概率论方法相结合的一种新的安全管理模式。为了促进我国这项工作的开展,有必要对国内外的相关法规、标准和实践进行全面和系统研究。本文介绍了核电厂风险指引决策的基本原则、方法与风险接受准则,讨论了风险... 详细信息
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反应堆压力容器老化敏感性分析方法
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核动力工程 2007年 第5期28卷 87-90页
作者: 杨宇 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
结合近期开展的大亚湾反应堆压力容器老化分析及大纲编写工作,归纳总结了反应堆压力容器老化敏感性分析方法,提出了较为明确的表单化的老化分析流程,可以为相关的老化分析与评价活动提供借鉴。
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铀氢锆动力芯燃料管理程序包开发及验证
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核动力工程 2007年 第3期28卷 68-71,112页
作者: 王连杰 姚栋 陈炳德 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
介绍了基于轻水燃料组件参数计算程序和芯燃料管理程序开发的铀氢锆动力芯燃料管理程序包。采用西安脉冲的实测数据和国外相关研究设计参数对其进行了验证分析。结果表明:本程序包计算值与西安脉冲的实测数据及国外设计参... 详细信息
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大亚湾核电站小支管振动测量结果分析评定
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核动力工程 2007年 第3期28卷 87-89页
作者: 刘文进 毛庆 曾忠秀 秦余新 张毅雄 王伟 吴万军 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
大亚湾核电站在运行中,有部分辅助系统的小支管(管径不大于5.08cm)的振动较大,并有少数小支管出现振裂的情况,给核电站的安全运行带来不利影响。在大亚湾核电站十年安全审评时对辅助给水系统、安全壳喷淋系统反应堆换料水池和乏燃料... 详细信息
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压水结构设计中应注意的问题
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核动力工程 2007年 第5期28卷 1-4,9页
作者: 段远刚 许川 唐传宝 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
根据工程经验,在压水结构设计中,应对反应堆的结构布置、功能要求、接口控制、热工水力特性、驱动线性能、结构完整性以及内构件的功能准则和结构对燃料组件的影响等方面进行综合评价,以确保反应堆的顺利装配,实现反应堆的功能并... 详细信息
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一体化先进全厂断电事故下非能动余热排出系统能力分析
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核动力工程 2007年 第6期28卷 80-83页
作者: 沈瑾 江光明 唐钢 余红星 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(NPIC)设计中国一体化先进(CIP)余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5/MOD程序分析计算该全厂断电事故后芯核功率、芯平均温度、一回路和二回路压力,以及非能动余热排出系统功率随时间的变化,论证了非... 详细信息
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围板连接螺栓的辐照促进应力腐蚀裂纹研究
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核动力工程 2007年 第2期28卷 62-65页
作者: 段远刚 许斌 唐传宝 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国防科技重点实验室 成都610041
在压水(PWR)中,芯部件围板连接螺栓的材质是奥氏体不锈钢,长期处于强中子辐照区域。当辐照超过一定限值后,即使应力水平很低,但由于辐照过程中的缺陷、相转变、晶界偏析以及应力变化等原因,材料的塑性逐步丧失,辐照促进应力腐蚀裂纹... 详细信息
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