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检索条件"机构=中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室"
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压力容器密封性能的敏感性分析
压力容器密封性能的敏感性分析
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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
反应堆压力容器的设计中,结构的密封性能分析十分重要.掌握压力容器密封结构的密封性能,对结构的几何形式、尺寸、材料性能、内压及螺栓预紧力等参数的敏感性和对设计设计及改进密封结构来说是至关重要的.本文分析了密封结构的上述... 详细信息
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反应堆压力容器制造中的无损检测技术
反应堆压力容器制造中的无损检测技术
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中国核学会核能动力学会二〇〇七年学术年会
作者: 罗英 米小琴 魏亚东 钟元章 曹锐 张敬才 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
论述了多种无损检测技术在秦山二期1和2机组核反应堆压力容器生产中的应用,以及对锻件、焊缝进行无损检测的方法与注意事项。
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SCWR双排六边形燃料组件物理性能分析
SCWR双排六边形燃料组件物理性能分析
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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: 王连杰 秦冬 李庆 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
重点考虑组件的均匀慢化和充分慢化性能,兼顾组件的结构和热工性能,提出了SCWR双排六边形燃料组件概念设计方案。采用MCNP程序,在考虑物理热工耦合影响的基础上,计算分析了双排六边形燃料组件的局部功率峰值因子和无限增殖系数。基... 详细信息
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奥氏体不锈钢焊缝中δ铁素体含量测定的探讨
奥氏体不锈钢焊缝中δ铁素体含量测定的探讨
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2019’中国核电焊接技术研讨会
作者: 吴冰洁 王留兵 王庆田 刘晓 胡雪飞 李娜 饶琦琦 沈月音 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
奥氏体不锈钢焊缝铁素体含量测定是焊接工艺评定、焊接见证件和焊接材料验收的关键一环,在RCC-M规范中存在模糊和争议之处,据此提出自己的理解和认识,并结合工程实践经验以及焊缝中铁素体的作用和形成机理对焊缝中铁素体含量的测定等一... 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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基于自组网技术的涉核环境人员安全系统研究
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机械工程师 2020年 第7期 41-42,45页
作者: 殷琪 张宇星 张安锐 张弦 王坤 徐世超 牛昊轩 董岱林 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 成都610213 哈尔滨希塔科技有限公司 哈尔滨150000
基于自组网技术对涉核环境人员安全系统进行了整体设计,并对系统中最为重要的网络通信技术进行了调研分析,提出了基于高可靠时间同步技术(HRTS)工作在SUB-GHZ频段的自主基站组网方案。最后结合目标应用环境对该安全系统开展了应用研究,... 详细信息
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离线啜吸检测系统水下装置抗震分析
离线啜吸检测系统水下装置抗震分析
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第十六届全国反应堆结构力学会议
作者: 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成都610041
离线啜吸检测系统水下装置安装在燃料厂房内,其作用是定性检测辐照后的燃料组件的严密性和定量检测燃料包壳破损的情况。它是PMC系统(燃料操作系统)的一部分。设备的抗震级别为1I级,安全等级为NC,根据相关规定需要对其作抗震分析。采用A... 详细信息
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焊接残余应力有限元分析技术研究
焊接残余应力有限元分析技术研究
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第十一届中西南十省(区、市)焊接学术年会
作者: 孙英学 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
本文以某核电站CRDM耐压壳Ω焊接为例,应用ANSYS有限元生死单元技术模拟焊接流程,并计算出焊接后残余应力的分布,绘制残余应力分布曲线并进行计算结果分析。通过本项目的研究,掌握了焊接残余应力的分析技术,达到了研究目的。
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壳体内部设备减振及壳外声辐射指标特性研究
壳体内部设备减振及壳外声辐射指标特性研究
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中国核学会2019年学术年会
作者: 张文正 王碧浩 江小州 兰彬 宋海洋 蔡逢春 核反应堆系统设计技术重点实验室 中国核动力研究设计院四川成都610213
选取合适的振动噪声评价指标对结构的振动噪声分析预报和试验验证较为关键,也可为减振降噪提供指导方向。本文采用有限元和直接边界元分析方法,以内部安装振源设备的壳体为研究对象,综合比较了振源隔振装置的减振指标和声辐射指标的... 详细信息
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放射性能谱智能化分析程序开发和应用
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科技视界 2022年 第1期 20-22页
作者: 田超 刘嘉嘉 温兴坚 张宏越 吕焕文 中国核动力研究设计院 四川成都610213 核反应堆系统设计技术重点实验室 四川成都610213
反应堆一回路系统以及事故后的安全壳内包含了裂变产物、腐蚀产物以及活化产物等放射性源项。由于放射性核素的数目繁多,其衰变形式复杂多样化,放射性核素衰变产生的能谱的准确性对安全壳内放射性剂量的评价会产生重要的影响,基于此,文... 详细信息
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