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  • 23 篇 孙英学
  • 22 篇 姚栋
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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"
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用反应堆动力学分析方法重新审视核安全性问题
用反应堆动力学分析方法重新审视核安全性问题
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中国核学会2013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
本文通过对核反应堆动力学瞬态特性分析,给出关系核反应堆系统安全性的两个重要概念——内扰稳定性和外扰稳定性;同时借助基于反应堆动力学分析方法所得计算机仿真计算结果的对比,重新评价核安全性问题和安全保护系统的设计问题,提出新... 详细信息
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区间限界算法：一种新的、实用的堆芯装载方案优化方法
区间限界算法：一种新的、实用的堆芯装载方案优化方法
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第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议
作者： 宫兆虎 姚栋 王侃 清华大学 工程物理系 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 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 清华大学 工程物理系
本文针对核电厂实际的堆芯装载方案优化问题，提出了一种新的优化算法——区间限界算法。装载方案优化问题最重要的启发式信息就是组件的反应性，区间限界算法直接依据该信息进行操作，有更强的智能性。它独特的控制变量选取方式，能恰... 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级控制系统的分层模式... 详细信息
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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
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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
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核辅助系统管道LOCA分析方法研究
核辅助系统管道LOCA分析方法研究
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第十六届全国反应堆结构力学会议
作者： 何风 张毅雄 王伟 艾红雷 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
反应堆冷却剂系统发生失水事故(LOCA)时,会诱发核辅助系统管道运动产生惯性效应和牵连位移效应.本文采用通用有限元分析软件ANSYS和专用管道力学分析软件SYSPIPE,对这两种动力效应进行分析(即核辅助管道LOCA分析).结果表明:相对于SYSPIP... 详细信息
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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
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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
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低流量条件下倒U型管式蒸汽发生器流动特性研究
低流量条件下倒U型管式蒸汽发生器流动特性研究
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第十届全国反应堆热工流体力学会议
作者： 张勇 宋小明 黄伟 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
采用理论分析方法和计算流体动力学(CFD)方法对倒U型管式蒸汽发生器一次侧内的流动特性进行分析研究。从理论上给出倒U型管内压降关系式。分析表明，低流量时，适当条件下倒流可能出现在长管或短管。得出了出现倒流的必要条件：低流量... 详细信息
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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
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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.
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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
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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.
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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
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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
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