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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"
490 条 记 录,以下是421-430 订阅
蒙特卡罗算法并行计算研究
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核动力工程 2007年 第4期28卷 20-24页
作者: 王家翀 许川 姚栋 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 中国核动力研究设计院 成都610041
采用蒙特卡罗(MC)计算方法,进行核反应粒子输运计算,是业内近十几年发展起来的一种有相对优势的计算方法。本文针对并行计算过程中数据初始化、计算任务分配、计算结果归约、计算结果一致性、程序功能一致性等关键问题进行了多种算法优... 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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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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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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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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国产304NG控氮不锈钢应用性能研究
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核动力工程 2007年 第z1期28卷 40-43,57页
作者: 文燕 赖旭平 段远刚 姜峨 李光福 许斌 龚宾 中国核动力研究设计院核燃料与材料国家重点实验室 成都610041 中国核动力研究设计院核燃料与材料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燃料与材料国家重点实验室成都610041 上海材料研究所腐蚀实验室200437 中国核动力研究设计院核燃料与材料国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核燃料与材料国家重点实验室成都610041
通过向奥氏体不锈钢中加入适量的氮和降低碳含量,可以提高钢的强度,改善钢的耐腐蚀性能,而基本上不影响钢的塑性和韧性.本文对核工程用304NG控氮不锈钢的应用性能进行了研究,包括材料的基本特性和应力腐蚀、均匀腐蚀等性能.结果表明,国... 详细信息
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反应堆冷却剂系统主管道安注斜接管等温横向射流流动特性的研究
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核动力工程 2007年 第3期28卷 22-26页
作者: 贺慧宁 罗毓珊 王海军 毛庆 张毅雄 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室 710049 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
针对核反应堆冷却剂系统中的主管道安注斜接管等温横向射流问题,应用计算流体力学商用软件CFX进行等温横向射流流动的数值模拟,得出了典型运行工况下的三维流场分布。深入研究了射流与主流在不同流速比情况下等温横向射流的流动特性、... 详细信息
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用Simulink扩展RELAP5的控制与保护系统仿真功能
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核动力工程 2007年 第6期28卷 112-116页
作者: 侯东 林萌 许志红 杨燕华 陈智 上海交通大学核科学与工程学院 200240 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
RELAP5程序本身具有模拟核电站控制与保护系统的功能,但是,由于该程序采用文本输入方式进行建模,编写复杂,可读性不强,不适合于对大型复杂控制系统进行仿真。而Simulink程序采用图形化建模方式,能够高效、便捷地对核电厂复杂控制与保护... 详细信息
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反应堆冷却剂系统接管内射流的流动可视化
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动力工程 2007年 第2期27卷 223-226页
作者: 杨胜 罗毓珊 王海军 陈听宽 毛庆 张毅雄 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室 西安710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 成都610041
对CNP1000核反应堆冷却剂安全注入接管内射流的流动特性进行了可视化研究。在相同的流速比下,流型和射流穿透深度、影响区域基本相同;随着流速比的增加,射流穿透深度增大,偏斜减小,沿主管管壁流体减少。结果对于后续的传热试验热测点布... 详细信息
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