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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"
2904 条 记 录,以下是2661-2670 订阅
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含裂纹U形管的动态特性分析
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机械工程师 2015年 第6期 35-38页
作者: 王碧浩 房永刚 兰彬 苏东川 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 环境保护部核与辐射安全中心 北京100082
基于有限元程序研究了裂纹方向、尺寸和深度对蒸汽发生器U形传热管振动特性的影响,以及内压和不同裂纹与内压共同作用下U形管的动态特性。分析结果表明,非穿透裂纹对U形管振动特性的影响可以忽略,环向裂纹长度达到一定值后U形管固有频... 详细信息
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行波设计及倒料策略研究
行波堆堆芯设计及倒料策略研究
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中国核学会2013年学术年会
作者: 孙伟 李庆 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重点实验室
通过对不同方案组件、芯计算,得出影响径向行波长寿期设计的关键物理参数是点火组件富集度、芯活性区高度以及轴向增殖层厚度;在此基础上提出全寿期60年2 000 MW径向行波设计并给出以10年为周期的初步倒料方案。对芯... 详细信息
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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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反应堆冷却剂系统辅助管道缺陷焊缝疲劳分析与评价
反应堆冷却剂系统辅助管道缺陷焊缝疲劳分析与评价
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第十五届全国反应堆结构力学大会
作者: 臧峰刚 王伟 刘文进 张毅雄 曾忠秀 杨凯 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
根据某核电厂反应堆冷却剂系统辅助管道核1级焊缝的在役检查结果和施工设计阶段应力分析结果,确定了疲劳分析与评价的典型缺陷焊缝.依据WRC502的实验结果和RCC-M规范,提出了用于疲劳分析的含热(微)裂纹效应的疲劳曲线.在此基础上,对机... 详细信息
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大数据时代下的复杂网络研究与应用
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中国科技信息 2024年 第9期 80-83页
作者: 齐昱星 刘奕彤 张爽 张婷 杨大为 邹睿璋 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 四川省国土空间规划研究院
现实生活中的很多复杂系统均可建立网络分析模型,如:交通网络、社交网络、计算机网络、流行病传播网络等,因这些网络具有高复杂性,复杂网络的概念应运而生。随着大数据时代的到来,复杂网络的分析方法配合数据挖掘模型已经在工业和...
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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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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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第十五届全国反应堆结构力学大会
作者: 孙英学 卢岳川 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 四川 成都 610041
本文以岭澳核电站CRDM耐压壳焊接为例,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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反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析
反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析
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第十五届全国反应堆结构力学大会
作者: 杜娟 孙英学 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 四川 成都 610041
本文以百万千瓦级核电站(CNP1000)反应堆压力容器为例,分析研究设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60a设计寿命反应堆压力容器的影响.针对不同的分析内容,选择反应堆压力容器具有代表性的部位,论证了60a寿期末反应堆压力容器结构... 详细信息
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用NECP-X程序计算与分析VERA 9^(#)基准题
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现代应用物理 2021年 第1期12卷 83-88页
作者: 张旻婉 刘宙宇 温兴坚 吉文浩 西安交通大学核科学与技术学院 西安710049 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
利用自主开发的确定论数值反应堆物理计算程序NECP-X对VERA(virtual environment for reactor application)9#基准题进行全芯精细建模计算,显式描述了芯格架、管座、端塞、压紧弹簧及气腔等结构,计算得到了整个寿期中的临界硼质量分... 详细信息
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反应堆压力容器出口接管力学分析
反应堆压力容器出口接管力学分析
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第十五届全国反应堆结构力学大会
作者: 杨雯 郑连纲 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 四川 成都 610041
在核电站的运行过程中,反应堆压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷.作为保证反应堆安全正常运行的重要部件,必须确保反应堆压力容器出口接管的完整性.本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应力... 详细信息
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