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作者

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  • 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"
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304L代替321不锈钢可行性研究
304L代替321不锈钢可行性研究
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2006全国核材料学术交流会
作者： 蒋有荣 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
本文对0Cr18Ni10Ti(321)和304(304L)不锈钢的冶金性能、物理性能、力学性能、腐蚀性能、焊接性能、加工性能等进行了对比分析,304L不锈钢除了屈服强度和蠕变强度比321不锈钢略低外,其余性能在反应堆运行工况下比321不锈钢好,304L不锈钢... 详细信息
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反应堆冷却剂系统地震分析的地面时程输入方法研究
反应堆冷却剂系统地震分析的地面时程输入方法研究
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第14届全国反应堆结构力学会议
作者： 姜乃斌 张毅雄 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
在采用直接积分法进行地震时程分析时,地震动载荷的输入方法常用的有以下几种:①在基础上施加位移时程;②在结构上通过加速度时程施加惯性力;③在基础上通过人为增加一大的集中质量将加速度输入转换为力的输入.本文重点对前两种方法进... 详细信息
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反应堆零功率物理试验多普勒发热点探测器通道电流值计算分析
反应堆零功率物理试验多普勒发热点探测器通道电流值计算分析
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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： 胡建军 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
本文运用蒙特卡罗输运程序MCNP计算了秦山核电二期工程一号堆零功率物理试验在多普勒发热点时的功率量程和中间量程探测器电离室热中子(E≤0.414eV)注量率和电流值，并与以前运用离散坐标计算程序DOT3.5计算的结果以及核电厂现场的测量... 详细信息
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反应堆压力容器接管嘴区域的三维弹性断裂力学有限元分析
反应堆压力容器接管嘴区域的三维弹性断裂力学有限元分析
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第14届全国反应堆结构力学会议
作者： 郑斌 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级重点实验室 成都610041
依据规范和国外的研究成果,对压水堆压力容器接管嘴内隅角区域进行了三维弹性断裂力学有限元计算.分析涉及多个不同裂纹深度的圆形表面裂纹,基于ABAQUS程序的实体分割等功能建立三维有限元计算模型,研究了接管嘴内隅角区域Ⅰ型裂纹前沿... 详细信息
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核电厂质量保证在核安全管理中的作用
核电厂质量保证在核安全管理中的作用
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第三届中国核学会省市区“三核”论坛
作者： 王艳霞 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
本文通过对核电厂安全管理分析,提出了核安全管理是确保核电厂辐射安全的第四道屏障的概念,描述了核电厂核安全管理体系。通过分析核电厂的全方位质量保证和全寿命质量控制,论述了核电厂质量保证在发挥现有核安全技术水平和核电厂的固... 详细信息
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拉-弯组合载荷下管道环向贯穿裂纹COD工程参数的扩展计算研究
拉-弯组合载荷下管道环向贯穿裂纹COD工程参数的扩展计算研究
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第14届全国反应堆结构力学会议
作者： 卢岳川 郑斌 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
在应用EPRI工程方法求解管道断裂参数时,需要相关的工程参数,在EPRI报告中给出了一些工程参数,但非常有限,本报告通过有限元法和工程法相结合,对EPRI的工程参数作扩充计算研究,其目的是得到求解COD工程参数h2的方法,使EPRI的工程方法能... 详细信息
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应用ANSYS程序计算失稳初探
应用ANSYS程序计算失稳初探
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第14届全国反应堆结构力学会议
作者： 卢岳川 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
在工程计算中,会经常遇到失稳计算,对于一些标准的结构(如圆筒)可采用理论公式进行计算,而对非标准或结构较为复杂的结构,就不太可能应用理论进行计算,因此,需应用有限元程序进行计算.失稳计算的目的是求得最小失稳载荷,而目前使用的通... 详细信息
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压水堆核电站堆芯换料设计
压水堆核电站堆芯换料设计
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第三届中国核学会省市区“三核”论坛
作者： 李冬生 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
中国核动力院目前已经完成的大亚湾核电站、岭澳核电站、秦山第二核电厂共六个机组30次堆芯换料设计项目,均满足技术服务合同的要求。控制棒价值、临界硼浓度、等温温度系数、微分硼价值等设计预计值与实测值符合良好,满足国际公认的验... 详细信息
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核能海水淡化堆堆芯核设计方案的可行性研究
核能海水淡化堆堆芯核设计方案的可行性研究
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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： 刘旭东 陈长 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
本文介绍海水淡化堆燃料组件的选择和堆芯核设计所采取的措施。 提出一个额定功率为245MW、堆芯压力0.43MPa、冷却剂平均温度90.5℃的堆芯核设计可行性研究方案。反应堆堆芯由69个截短φ9.5-17×17燃料组件组成;设置控制棒和应... 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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