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文献类型

382 篇 期刊文献
108 篇 会议

馆藏范围

490 篇 电子文献
0 种 纸本馆藏

日期分布

学科分类号

479 篇 工学
- 282 篇 核科学与技术
- 73 篇 电气工程
- 42 篇 机械工程
- 28 篇 力学（可授工学、理...
- 24 篇 材料科学与工程（可...
- 23 篇 动力工程及工程热...
- 16 篇 控制科学与工程
- 14 篇 软件工程
- 13 篇 计算机科学与技术...
- 9 篇 仪器科学与技术
- 9 篇 电子科学与技术（可...
- 9 篇 信息与通信工程
- 5 篇 交通运输工程
- 5 篇 船舶与海洋工程
- 5 篇 安全科学与工程
- 4 篇 航空宇航科学与技...
- 3 篇 水利工程
- 3 篇 环境科学与工程（可...
- 3 篇 网络空间安全
- 2 篇 光学工程
10 篇 理学
- 5 篇 系统科学
- 3 篇 物理学
7 篇 管理学
- 5 篇 管理科学与工程(可...
- 2 篇 公共管理
4 篇 经济学
- 4 篇 应用经济学
2 篇 教育学
- 2 篇 教育学
2 篇 艺术学
1 篇 农学

主题

25 篇 反应堆
22 篇 核电厂
19 篇 核反应堆
19 篇 压力容器
19 篇 核电站
14 篇 反应堆压力容器
13 篇 断裂力学
11 篇 燃料组件
11 篇 有限元
10 篇 数值模拟
7 篇 cfd
7 篇 压水堆
7 篇 有限元分析
7 篇 华龙一号
7 篇 计算流体力学
6 篇 流固耦合
6 篇 数字化
6 篇 疲劳分析
6 篇 应力分析
6 篇 pid

机构

273 篇 中国核动力研究设...
83 篇 中国核动力研究设...
76 篇 中国核动力研究设...
64 篇 西安交通大学
33 篇 中国核动力研究设...
21 篇 清华大学
18 篇 国家能源压水反应...
11 篇 南华大学
11 篇 哈尔滨工程大学
10 篇 上海交通大学
10 篇 重庆大学
9 篇 西南交通大学
7 篇 中国核动力研究设...
7 篇 中国核动力研究设...
6 篇 大亚湾核电运营管...
5 篇 华北电力大学
5 篇 国家能源海洋核动...
4 篇 中国核动力研究设...
4 篇 哈尔滨工业大学
4 篇 中国核动力研究设...

作者

32 篇 臧峰刚
31 篇 张毅雄
27 篇 王远隆
23 篇 孙英学
22 篇 姚栋
21 篇 郑连纲
19 篇 卢岳川
18 篇 刘文进
16 篇 杨宇
15 篇 毛庆
13 篇 王伟
13 篇 秋穗正
13 篇 王侃
12 篇 张虹
12 篇 罗英
12 篇 苏光辉
11 篇 郑斌
11 篇 许斌
11 篇 姜乃斌
11 篇 周进雄

语言

490 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技术国家重点实验室/中国核动力研究设计院"

共 490 条记录，以下是401-410 订阅

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核反应堆动力学模型刚性问题的简易处理

核反应堆动力学模型刚性问题的简易处理

引用

第十二届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2008年反应堆物理会议

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国家级重点实验室 610041

本文针对核反应堆动力学模型刚性问题提出了简易处理方法，并给出了仿真结果。这样的方法可以有效地应用于反应堆控制系统的设计。

关键词：点堆模型刚性问题核反应堆动力学模型

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反应堆压力容器及蒸汽发生器不符合项分析技术

反应堆压力容器及蒸汽发生器不符合项分析技术

引用

第十五届全国反应堆结构力学大会

作者：郑连纲杨宇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四川成都 610041

在反应堆压力容器及蒸汽发生器等设备的加工生产过程中,经常会因各种原因使产品出现与设计不符之处,即产生不符合项,经分析验证后可知,其中大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的.本工作总结核电站反应堆压力容器及蒸汽发生器... 详细信息

在反应堆压力容器及蒸汽发生器等设备的加工生产过程中,经常会因各种原因使产品出现与设计不符之处,即产生不符合项,经分析验证后可知,其中大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的.本工作总结核电站反应堆压力容器及蒸汽发生器易发生的部分不符合项的类型及处理方式,同时针对各类不符合项给出相应的力学分析方法.

关键词：压力容器蒸汽发生器反应堆不符合项

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大亚湾核电站换料水箱底板渗漏分析与评估

大亚湾核电站换料水箱底板渗漏分析与评估

引用

第十五届全国反应堆结构力学大会

作者：卢岳川吴万军臧峰刚孙英学刘文进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 610041

2006年9月发现大亚湾2号机组换料水箱底板底部有微量水渗出,本工作通过地震分析、应力计算、断裂力学分析对发现渗漏的大亚湾2号机组换料水箱进行分析与评估.

关键词：核电站换料水箱底板渗漏分析

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核反应堆模糊控制

核反应堆模糊控制

引用

2008年西南三省一市自动化与仪器仪表学术年会

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国家级重点实验室成都 610041

本文采用比较分析方法,分别用模糊控制技术与常规控制技术实现对反应堆的控制,并通过仿真计算给出图示对比,结果表明,用模糊控制技术实现对反应堆的控制有其独特的优越性.

关键词：核反应堆动力学特性点堆模型模糊控制

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秦二扩LOCA后安全壳内产氢量计算分析

秦二扩LOCA后安全壳内产氢量计算分析

引用

第十二届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2008年反应堆物理会议

作者：胡建军芮旻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

压水堆核电站LOCA(失水事故)后，由于反应堆冷却剂的辐照分解、锆水反应等机制，在安全壳内产生大量的氢气，这些氢气与安全壳内的氧气混合形成易爆混合物，在一定条件下会造成爆炸的危险。 LOCA后可能释放到安全壳内的氢气浓度必须... 详细信息

压水堆核电站LOCA(失水事故)后，由于反应堆冷却剂的辐照分解、锆水反应等机制，在安全壳内产生大量的氢气，这些氢气与安全壳内的氧气混合形成易爆混合物，在一定条件下会造成爆炸的危险。 LOCA后可能释放到安全壳内的氢气浓度必须保持低于足以防止出现氢氧混合物燃烧的危险的浓度。本文针对秦山第二核电厂扩建工程(简称秦二扩)安全分析工作，对秦二扩LOCA事故工况下氢气的产生进行了计算分析，介绍了冷却剂在堆芯区和地坑区的辐照分解产氢使用ORJGEN2程序的计算模型，以及其它相关计算模型。

关键词：核电厂扩建工程 LOCA 产氢量计算安全壳压水堆计算模型

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孔板诱发管道流致振动响应的计算方法研究

孔板诱发管道流致振动响应的计算方法研究

引用

第十五届全国反应堆结构力学大会

作者：姜乃斌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四川成都 610041

孔板对流体的扰动会导致局部回流和漩涡的出现,引起管内的局部压力脉动,从而造成管道系统出现振动和噪声,严重情况下会导致结构开裂和流体泄漏.本工作利用孔板诱发流体脉动压力的试验测量结果,采用ANSYS软件的随机振动分析功能,对孔板... 详细信息

孔板对流体的扰动会导致局部回流和漩涡的出现,引起管内的局部压力脉动,从而造成管道系统出现振动和噪声,严重情况下会导致结构开裂和流体泄漏.本工作利用孔板诱发流体脉动压力的试验测量结果,采用ANSYS软件的随机振动分析功能,对孔板扰流诱发的管道振动响应进行了计算,并分析了脉动压力的相关性对管道振动响应的影响,在此基础上提出了一种更便于工程应用的简化计算方法.

关键词：核电站流致振动孔板功率谱密度管道系统

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支承间隙对辅助管道地震分析影响研究

支承间隙对辅助管道地震分析影响研究

引用

第十五届全国反应堆结构力学大会

作者：吴万军刘文进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

在对核电站辅助管道进行地震应力分析时,通常忽略管道与支承间的间隙,但对于非固定约束的支承,管道与支承间的间隙是客观存在的.通过对大亚湾PTR335-3/4″管道在地震载荷下,考虑支承间隙和不考虑支承间隙时的计算结果进行对比分析,研究... 详细信息

在对核电站辅助管道进行地震应力分析时,通常忽略管道与支承间的间隙,但对于非固定约束的支承,管道与支承间的间隙是客观存在的.通过对大亚湾PTR335-3/4″管道在地震载荷下,考虑支承间隙和不考虑支承间隙时的计算结果进行对比分析,研究了支承间隙对辅助管道地震应力的影响.结果表明,在地震载荷下,支承间隙对管道的应力分布、极大值的位置及大小均有较大影响,因此,在对辅助管道进行地震应力分析时,应充分考虑支承间隙存在的影响.

关键词：核电站辅助管道地震应力分析支承间隙

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浅探管道布置对核电站主系统抗震性能的影响

浅探管道布置对核电站主系统抗震性能的影响

引用

第十五届全国反应堆结构力学大会

作者：艾红雷刘文进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

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.主管道布置对系统的抗震性能有一定影响,本工作利用数值计算方法对该问题进行初步研究分析,得到了对实际工程有参考意义的结论.

关键词：核电站地震分析管道布置数值计算

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RPV接管嘴马鞍面缺陷的断裂力学分析

RPV接管嘴马鞍面缺陷的断裂力学分析

引用

第十五届全国反应堆结构力学大会

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

某电厂大修时发现反应堆压力容器均在出口接管嘴不锈钢堆焊层出现局部表面损伤痕迹,损伤最深处约为1.27mm.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.分析内容包含缺陷的... 详细信息

某电厂大修时发现反应堆压力容器均在出口接管嘴不锈钢堆焊层出现局部表面损伤痕迹,损伤最深处约为1.27mm.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.分析内容包含缺陷的包络和假设、应力计算、应力强度因子计算、疲劳裂纹扩展尺寸计算和Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ工况及水压试验工况下的断裂力学分析评估.分析结果满足规范要求.

关键词：反应堆压力容器出口接管嘴断裂力学

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反应堆冷却剂系统非线性地震分析方法研究

反应堆冷却剂系统非线性地震分析方法研究

引用

第十五届全国反应堆结构力学大会

作者：张毅雄姜乃斌艾红雷王伟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

通过理论研究并结合反应堆冷却剂系统中的非线性因素,提出了采用虚拟激励和模态叠加相结合的非线性地震分析方法进行反应堆冷却剂系统地震分析,该方法能够避免阻尼比选区存在的问题,同时又考虑了非线性因素.