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传热管在内外流体作用下的振动特性研究
传热管在内外流体作用下的振动特性研究
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中国原子能科学研究院第30届“五四”青年学术报告会
作者： 冯志鹏 张毅雄 臧峰刚 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
为研究传热管在内外流体共同作用下的动力学行为,引入尾流振子模型,同时考虑轴向伸长引起的几何非线性的影响,建立了弹性管一内外流体耦合系统的分析模型,并利用Galerkin方法离散非线性耦合方程.基于数值计算,分析了内外流体流速、几何... 详细信息
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岭澳核电二期工程蒸汽发生器水位控制系统相关传递函数的辨识方法
岭澳核电二期工程蒸汽发生器水位控制系统相关传递函数的辨识方法
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第一届中国(国际)核电仪控技术大会
作者： 陈智 张英 王华金 张瑞 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610041
对岭澳核电二期工程蒸汽发生器水位控制系统设计过程中未知的被控对 象和物理过程传递函数进行了辨识研究，给出了辨识方法，并通过对设备供货商提 供的设备特性曲线和利用瞬态分析程序（CATIA2）计算得到的瞬态结果进行分析和 数据提... 详细信息
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ANSYS概率设计功能在力学分析中的应用
ANSYS概率设计功能在力学分析中的应用
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第14届全国反应堆结构力学会议
作者： 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重点实验室 成都610041
本文简要介绍了ANSYS程序的概率设计功能,包括概率设计过程和方法,并结合工程实例,说明了ANSYS程序在力学概率分析中的应用.
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安全端镍基焊材焊接缺陷敏感性研究
安全端镍基焊材焊接缺陷敏感性研究
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2019’中国核电焊接技术研讨会
作者： 马姝丽 罗英 王晌心 周高斌 张亚斌 邱天 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
反应堆压力容器接管安全端焊缝为异种金属焊缝,使用690合金过渡连接低合金钢与不锈钢,制造过程中690焊材易产生微裂纹、未熔合和氧化物夹杂等缺陷.通过分析缺陷产生机理并结合实际制造睛况,研究化学成分、焊接方法、工艺参数、辅助工艺... 详细信息
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基于MCNP程序的压水堆14C源项研究
基于MCNP程序的压水堆14C源项研究
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中国核学会2015年学术年会
作者： 景福庭 吕焕文 谭怡 肖锋 刘嘉嘉 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
14C是反应堆运行中产生的重要源项,本文进行了压水堆14C源项的计算研究.本文采用MCNP程序直接计算冷却剂中14C的产生率,与AP1000反应堆的14C产生率计算相比要方便得多,且计算精度要高于AP1000的计算方法.基于该方法对某1000MW反应堆的14... 详细信息
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首循环含钆堆芯的控制模式改进研究
首循环含钆堆芯的控制模式改进研究
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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： 刘启伟 于颖锐 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 成都610041
在MODE-G控制模式的基础上，针对首循环含钆堆芯的轴向功率分布的显著特点，对堆芯控制模式进行了改进研究。通过松弛轴向偏移控制策略（RAOC）将轴向偏移（AO）控制在一个带状区域内，应用改进后的控制模式对首循环含钆堆芯典型燃耗步... 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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堆内构件柱类部件焊接变形的控制技术
堆内构件柱类部件焊接变形的控制技术
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第八届中国核学会“三核”论坛
作者： 王庆田 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610041
焊接残余应力与变形影响焊接结构件的装配精度和结构稳定性.对于安全性要求较高的核岛设备而言,焊接残余应力与变形的控制显得更为重要.在吸取其秦山二期扩建核电厂和岭澳二期核电厂焊接变形经验教训的基础上,本文针对反应堆堆内构件柱... 详细信息
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控制棒驱动机构耐压壳下部接头不符合项应力分析
控制棒驱动机构耐压壳下部接头不符合项应力分析
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第十六届全国反应堆结构力学会议
作者： 邵雪娇 邹鸣中 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 成都610041
对某工程控制棒驱动机构耐压壳下部接头不符合项在各工况下进行了应力分析,并给出了与原设计结构的应力对比分析.其中,二类工况下的疲劳分析采用了瞬态分组技术,同时参考RCC-M2002规范对ANSYS程序中的弹塑性修正因子(Ke)进行热机解耦修... 详细信息
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点反应堆动力学模型处理问题分析
点反应堆动力学模型处理问题分析
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中国核学会2015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
本文对核反应堆动力学中的点堆模型处理问题进行了分析。主要内容有:不同形式的点反应堆模型介绍,如何在实际工程中使用点堆模型,仿真结果的分析以及仿真结果的验证。文中对反应堆的临界稳定、可控性等核心概念以及仿真模型失真问题也... 详细信息
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