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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级重点实验"
499 条 记 录,以下是81-90 订阅
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基于滞弹性效应的蠕变-疲劳行为及寿命预测模型研究
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科技视界 2021年 第8期 137-141页
作者: 张尚林 邱天 邱阳 董元元 王点 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610213
文章在625℃下开展了一系列不同峰、谷值保载时间的蠕变-疲劳试验,研究了谷值保载时间内的滞弹性应变回复对循环变形行为的作用,同时详细分析了峰值应力、峰值保载时间和应力比等因素对滞弹性应变的影响。研究表明:蠕变-疲劳的应力卸载... 详细信息
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模块化技术在船用反应堆系统管路布置设计中的应用
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应用科技 2021年 第4期48卷 98-102页
作者: 孙冠宇 邬芝胜 肖俊宁 李毅 黎春梅 黄捷 武相 夏军宝 干依燃 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610213
为推进船用反应堆系统模块化设计进程,本文基于Creo三维数字化设计软件,提出船用反应堆系统模块化布置设计理念。本文通过对船用反应堆系统的特点分析,开展了反应堆系统管路模块化设计关键技术研究,并以压力安全系统典型区域管路为设... 详细信息
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Fe-Mn晶格反演势的构建与验证
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有色金属工程 2021年 第6期11卷 24-28页
作者: 李宁 张兴广 吴冰洁 李雪洁 杨龙龙 孙琨 张猛 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610014 西安交通大学金属材料强度国家重点实验室 西安710049
势函数对分子动力学计算的准确性和可靠性具有决定作用,如何获得精确的势函数一直是最受人们关注的问题之一。为了构建Fe-Mn原子间的势函数,利用基于密度泛函理论的第一性原理方法分别计算了BCC-Fe,BCC-Mn及L_(10)-FeMn体系的结合能曲线... 详细信息
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玻璃纤维增强铝合金层合板低速冲击响应分析
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应用力学学报 2021年 第3期38卷 1011-1015页
作者: 李宁 周进雄 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610200 西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动国家重点实验室 西安710049
基于ABAQUS/Explicit建立了GLARE的有限元模型,分析了其在低速冲击载荷作用下的动态响应,讨论了低速冲击过程中冲头与层合板之间的接触力随冲头位移的变化过程,并进一步分析了低速过程中结构的破坏过程及能量平衡。研究发现:冲头承受的... 详细信息
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微通道内亲疏水壁面特性对入口段长度的影响
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航空动力学报 2021年 第2期36卷 384-395页
作者: 吴瀚枭 杨雯 李海旺 徐天彤 方卫东 聂芃芃 夏双枝 北京航空航天大学 能源与动力工程学院航空发动机气动热力国家级重点实验室北京100191 北京航空航天大学 航空发动机研究院航空发动机气动热力国家级重点实验室北京100191 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610213 中国保利集团新时代科技有限公司 北京100088 北京航空航天大学高等理工学院 北京100191
针对水力直径为200μm的微尺度通道,采用数值模拟的方法研究了壁面亲疏水特性产生的速度滑移对微尺度通道入口段长度的影响,建立了包含滑移长度影响的入口段长度修正计算公式。研究表明:相同流量下,速度滑移的存在使得微尺度通道充分发... 详细信息
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核电厂安全DCS机柜可燃物分析及火灾仿真模拟
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仪器仪表用户 2022年 第8期29卷 52-58页
作者: 高楠 刘明明 覃吴 马权 肖林 郑兴 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 华北电力大学国家新能源发电工程研究中心 北京102206
安全DCS是核电厂的安全重要部分,对设备的安全性及可靠性要求较高。火灾作为影响其安全可靠运行的内部事件,它的发生将会导致DCS设备故障和误操作。为预防火灾发生及限制火灾后果,使火灾产生的影响降到最低,对安全DCS机柜提前进行... 详细信息
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舰船舱室火灾下结构热力响应及极限强度研究
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应用科技 2022年 第3期49卷 1-10页
作者: 郝军凯 薛鸿祥 黄捷 梁乐 杨尚升 苗怡然 喻巧 王宇阳 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 上海交通大学海洋工程国家重点实验室 上海200240
舰船在维修、巡逻和战斗时,由于人员操作失误或遭受攻击易发生舱室火灾,从而可能造成极为严重的后果。本文选取典型舰船舱室结构,以油池模拟可燃物,采用火灾动力学模拟器(fire dynamics simulator, FDS)仿真软件,模拟不同火灾面积及通... 详细信息
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核电厂交互式电子手册设计与实现
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科技视界 2021年 第10期 96-99页
作者: 谢卓然 寸怡鹏 姜德航 王菲 熊彦 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术国家级重点实验室 四川成都610213
文章介绍了一种用于核电厂的IETM装备保障信息化系统设计与实现。系统以WEB形式支持交互式电子技术资料信息的浏览,可实现发布内容的样式编辑管理、展示和交互式访问。本系统能够将目标装备的研制和设计数据的用途多元化,为用户提供... 详细信息
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控制棒组件缓冲结构缓冲设计方法研究
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中国核电 2021年 第1期14卷 35-39页
作者: 张吉斌 李垣明 黄春兰 蒲曾坪 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 四川成都610041
控制棒组件缓冲结构是控制棒的关键部件,本文针对一种既定结构的控制棒组件缓冲结构,对控制棒组件落棒缓冲效果开展了数值仿真计算分析。通过理论分析建立了一定的简化模型和控制方程进行数值仿真分析计算,获得了控制棒组件落棒冲击力... 详细信息
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核反应堆压力容器低合金钢与奥氏体不锈钢异种金属焊接研究现状
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电焊机 2023年 第12期53卷 7-21页
作者: 何大明 黄祖来 周利 孙舒蕾 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 哈尔滨工业大学先进焊接与连接国家重点实验室 黑龙江哈尔滨150001 哈尔滨工业大学(威海)山东省特种焊接技术重点实验室 山东威海264209
核电反应堆压力容器是核电站的核心设备之一,其安全性和可靠性对核电站的运行至关重要。在压力容器的制造中,涉及到低合金钢与奥氏体不锈钢的异种金属焊接。针对该异种金属焊接接头存在的组织不均匀性、元素扩散、应力腐蚀裂纹等问题,... 详细信息
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