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  • 516 篇 中文
检索条件"机构=中国核动力研究设计院反应堆系统设计国家级重点实验室"
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基于遗传算法的核动力管道系统力学性能优化方法研究
基于遗传算法的核动力管道系统力学性能优化方法研究
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2018年全国固体力学学术会议
作者: 白晓明 张锐 王新军 卢喜丰 郑连纲 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
在核蒸汽供应系统中,核管道数量众多且布置复杂。为使核管道能满足设计规范,对支架位置及功能的优化是设计过程中的重要环节。传统的优化过程通过大量的人工试算完成,该过程人力成本高且严重依赖工程经验,更重要的是难以得到力学性... 详细信息
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地下核电站安全壳再循环系统设计的初步论证
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核科学与工程 2017年 第2期37卷 287-292页
作者: 孔翔程 邹志强 武铃珺 蒋孝蔚 张航 李翔 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610213
核电站建造于地下,反应堆厂房洞外具备天然的裂变产物屏障,在安全壳外洞内设置安全壳再循环系统,预防并缓解放射性裂变产物释放,维持安全壳的完整性。该系统同时整合了卸压、过滤、排热安全功能,充分发挥地下核电站重力补水和天然... 详细信息
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空气湿度与放置时间对750℃/0.5 h预热后Zr-4棒材氧化行为的影响研究
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热加工工艺 2018年 第20期47卷 93-95,107页
作者: 于军辉 李小宁 郭周强 于海慧 吕亮亮 刘蕾 国核宝钛锆业股份公司 陕西宝鸡721013 国家能源核级锆材研发中心 陕西宝鸡721013 陕西省核级锆材重点实验室 陕西宝鸡721013 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610213
研究了空气湿度(10%~95%)和放置时间(1~5 h)对750℃/0.5 h预热后Zr-4棒材氧化行为的影响。通过样品氧化增重研究实验后的Zr-4棒材的增重趋势;采用扫描电镜(SEM)和X射线衍射(XRD)研究了氧化层的显微组织和相组成。结果表明... 详细信息
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传递函数模型问题分析
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强激光与粒子束 2017年 第1期29卷 123-131页
作者: 王远隆 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 国家能源压水反应堆技术研发中心 成都610213
模型通过线性化处理后,再经过拉普拉斯变换就得到传递函数模型。但分析发现,在稳定时假设反应性为零线性化处理后得到的传递函数模型有自身的问题。将对这类问题做一个概要性分析。分析方法是理论与实验相结合。理论分析借助系统动... 详细信息
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压水核电站冷却剂平均温度控制方案比较分析
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中国核电 2018年 第1期11卷 99-104页
作者: 王远隆 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610213 国家能源压水反应堆技术研发中心 四川成都610213
冷却剂平均温度控制系统是压水核电站的核心控制系统。这里对压水核电站的几个冷却剂平均温度控制方案作了一个比较性的分析。从比较中看到,基于实际工程的平均温度控制方案是成熟的。这主要表现在另外三个控制方案得到的仿真结果... 详细信息
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核与非核纵深防御比较分析
核与非核纵深防御比较分析
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中国核学会2017年学术年会
作者: 王远隆 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 国家能源压水反应堆技术研发中心
本文对纵深防御原则分别应用于核电厂安全架构和工业控制系统安全架构进行了比较分析。这里涉及的内容包括:对核能系统核安全纵深防御原则的描述;对工业控制系统安全纵深防御原则的描述;以举例方式给出了数字化层控制系统的分层模式... 详细信息
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ACP100S浮动核电站核蒸汽供应系统控制系统分析与仿真研究
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南华大学学报(自然科学版) 2018年 第6期32卷 9-14页
作者: 陈智 廖龙涛 张英 尤恺 肖凯 曾未 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610213 国家能源海洋核动力平台技术研发(实验)中心 四川成都610213
作为核能在海上应用的新的方式,浮动核电站为在不同区域灵活部署和利用核能创造了条件.该研究从ACP100S浮动核电站使用要求、主要系统设备运行要求、机组配置要求及海洋环境要求等多方面开展了ACP100S核蒸汽供应系统的控制系统要求分析... 详细信息
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反应堆控制棒驱动机构温度场数值模拟
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中国科学:技术科学 2017年 第11期47卷 1225-1232页
作者: 余豪 何培峰 许斌 罗英 马梓淇 周进雄 西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动国家重点实验室 西安710049 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610200
控制棒驱动机构(control rod driver machanism,CRDM)是反应堆中最重要的组件之一.在工作时CRDM线圈通电产生的热量以及内部高温冷却剂传递的热量会导致其温度过高,造成老化甚至失效.本文以ACP100反应堆为例,对不同环境温度下的CRDM外... 详细信息
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国外核潜艇反应堆系统事故浅析
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核科学与工程 2017年 第3期37卷 442-449页
作者: 卢川 张丹 鲜麟 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 四川成都610213
本文针对国外已发生的核潜艇反应堆系统事故进行了梳理分析研究,发现国外核潜艇反应堆系统事故多发生于早期型号,近年各国在役及新一代核潜艇未出现反应堆系统发生事故的报道。此外,还发现各国已发生的核潜艇反应堆系统事故中,失水事故... 详细信息
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304NG不锈钢埋弧焊接头性能及高温断裂行为研究
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热加工工艺 2017年 第9期46卷 85-88页
作者: 周禹 张宏亮 王留兵 刘晓 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610213
对国内自主研发的核304NG控氮不锈钢板材埋弧焊接头力学性能进行了工程应用评价,并对接头的高温断裂行为进行了研究。结果表明,304NG接头各项指标远高于RCC-M规范的要求;焊接接头和焊缝试样均无晶间腐蚀裂纹,N含量偏高未对耐晶间腐蚀... 详细信息
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