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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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三维芯中子扩散细网格有限差分临界—燃耗计算程序研制
三维堆芯中子扩散细网格有限差分临界—燃耗计算程序研制
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第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议
作者: 姚栋 李大图 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室,成都,610041
简要介绍了所研制的三维芯中子扩散细网格有限差分临界-燃耗计算程序的理论方法,并利用IAEA LWR三维芯基准问题和燃耗基准问题对其进行了验证分析,结果表明该程序keff的计算值与基准值一致,功率峰因子的偏差仅0.25%;并且,在kef... 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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岭澳一期核电站主蒸汽、主给水管线阻尼器削减
岭澳一期核电站主蒸汽、主给水管线阻尼器削减
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第14届全国反应堆结构力学会议
作者: 曾忠秀 孙保华 毛庆 刘文进 王伟 杨凯 吴万军 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 广东核电运营有限公司 广东深圳518124
用SYSPIPE程序建立了岭澳一期核电站主蒸汽和主给水管线的模型,并采用岭澳一期核电站相应应力分析报告的载荷对管线进行应力分析验证.采用了被广泛接受的ASMECODECASEN411生成新的楼板谱,重新进行管线应力分析.取消阻尼器95个,其中32个... 详细信息
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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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多级节流孔板在核级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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反应堆冷却剂回路温度计套管流致振动分析
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核动力工程 2005年 第4期26卷 360-363页
作者: 臧峰刚 刘文进 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
反应堆冷却剂回路温度计套管在流体流动冲刷下的振动主要有两种激励机理:湍流和旋涡脱落。本文计算了G1″和G1″1/4温度计套管的固有频率和旋涡脱落频率,分析了这两种不同尺寸的温度计套管的旋涡脱落锁定,并采用简化的工程方法对温度计... 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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CELL/CPL493程序系统对HFETR的燃耗跟踪分析
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核动力工程 2005年 第4期26卷 352-355页
作者: 姚栋 于颖锐 沈锡荣 李大图 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室 成都610041
简要介绍了自行研制的CELL/CPL493程序系统的理论方法。利用CELL/CPL493程序系统对高通量工程试验(HFETR)进行了多炉次燃耗跟踪分析,给出了冷态和热态临界棒位计算值与实测值的比较。结果表明,keff的最大偏差在1%之内,验证了该程序的... 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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