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T=题名（书名、题名），A=作者（责任者），K=主题词，P=出版物名称，PU=出版社名称，O=机构（作者单位、学位授予单位、专利申请人），L=中图分类号，C=学科分类号，U=全部字段，Y=年（出版发行年、学位年度、标准发布年）

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AND代表“并且”；OR代表“或者”；NOT代表“不包含”；(注意必须大写,运算符两边需空一格)

检索范例：

范例一：(K=图书馆学 OR K=情报学) AND A=范并思 AND Y=1982-2016
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- 13 篇 教育学
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18 篇 国家能源压水反应...
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作者

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42 篇 王庆田
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语言

2,767 篇 中文

检索条件"机构=中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家实验室"

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详细简洁

排序：

304L代替321不锈钢可行性研究

304L代替321不锈钢可行性研究

引用

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

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不锈钢可以替代321不锈钢制作堆内构件。

关键词： 304L不锈钢 321不锈钢性能

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反应堆堆内构件老化分析与评价方法

反应堆堆内构件老化分析与评价方法

引用

第14届全国反应堆结构力学会议

作者：杨宇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610041

反应堆堆内构件的老化涉及面很广,包括结构、材料、力学、水化学等许多专业,是一个多学科、多专业交叉的领域.本文结合近期开展的大亚湾反应堆堆内构件老化分析及大纲编写工作,归纳总结了反应堆堆内构件老化分析与评价方法,提出了较为... 详细信息

反应堆堆内构件的老化涉及面很广,包括结构、材料、力学、水化学等许多专业,是一个多学科、多专业交叉的领域.本文结合近期开展的大亚湾反应堆堆内构件老化分析及大纲编写工作,归纳总结了反应堆堆内构件老化分析与评价方法,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.

关键词：反应堆堆内构件老化机理老化分析

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核电厂RCP系统管道疲劳分析

核电厂RCP系统管道疲劳分析

引用

第14届全国反应堆结构力学会议

作者：杨凯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610041

管道疲劳分析在实际的核电厂工程设计中可依据不同的前提条件采用不同的分析方法.本文结合秦山核电二期工程中的反应堆冷却剂管道(RCP)系统中的上充管的疲劳分析,探讨了简化分析法、有限元法、混合法及实验法等几种工程分析方法在实际... 详细信息

管道疲劳分析在实际的核电厂工程设计中可依据不同的前提条件采用不同的分析方法.本文结合秦山核电二期工程中的反应堆冷却剂管道(RCP)系统中的上充管的疲劳分析,探讨了简化分析法、有限元法、混合法及实验法等几种工程分析方法在实际核电工程设计中的使用情况.

关键词：核电厂反应堆冷却剂管道疲劳分析

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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

引用

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

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值进行了比较。通过比较，对于反应堆堆外探测器中子注量率的计算，MCNP程序计算结果可信度更高，零功率物理试验多普勒发热点测量可参照MCNP程序对探测器真实描述后的计算结果值进行。

关键词：多普勒发热点热中子注量率零功率物理试验电流值计算中间量程探测器

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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.

关键词： ANSYS程序概率设计核电站稳压器波动管接管嘴应力分析

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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

引用

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

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行了对比讨论,得出一些有益的结论,提出了一种修正的加速度时程载荷输入法,并采用上述方法对某核电工程的反应堆冷却剂系统进行了非线性地震分析,得到了3组不同的数值结果.

关键词：地震响应时程分析载荷输入反应堆冷却剂系统

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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

引用

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

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型裂纹前沿各点的应力强度因子分布状况以及裂纹中点的应力强度因子随裂纹深度增加的变化趋势,并与多种工程结果进行了对比,结果吻合良好.

关键词：反应堆压力容器接管区域结构完整性表面裂纹应力强度因子断裂力学有限元分析

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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

引用

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

在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者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

在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者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参数(结构几何形状、尺寸等)对压力容器的密封性能的影响程度及趋势,由分析结果得出以下结论:内压、几何形状及尺寸参数对O形环变形的影响显著;材料性能及螺栓预紧力参数对螺栓的应力影响显著.

关键词：密封结构敏感性压力容器反应堆密封性能

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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

引用

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

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有安全性,降低核安全事故风险。具有不可替代的作用。

关键词：核安全质量控制核电厂安全管理辐射安全安全事故风险