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作者

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语言

  • 484 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重点实验室"
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拉-弯组合载荷下管道环向贯穿裂纹COD工程参数的扩展计算研究
拉-弯组合载荷下管道环向贯穿裂纹COD工程参数的扩展计算研究
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第14届全国反应堆结构力学会议
作者： 卢岳川 郑斌 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
在应用EPRI工程方法求解管道断裂参数时,需要相关的工程参数,在EPRI报告中给出了一些工程参数,但非常有限,本报告通过有限元法和工程法相结合,对EPRI的工程参数作扩充计算研究,其目的是得到求解COD工程参数h2的方法,使EPRI的工程方法能... 详细信息
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应用ANSYS程序计算失稳初探
应用ANSYS程序计算失稳初探
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第14届全国反应堆结构力学会议
作者： 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 成都610041
在工程计算中,会经常遇到失稳计算,对于一些标准的结构(如圆筒)可采用理论公式进行计算,而对非标准或结构较为复杂的结构,就不太可能应用理论进行计算,因此,需应用有限元程序进行计算.失稳计算的目的是求得最小失稳载荷,而目前使用的通... 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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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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蒙特卡罗方法在核反应堆研究设计中的应用
蒙特卡罗方法在核反应堆研究设计中的应用
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第十届全国蒙特卡罗方法及其应用学术会议
作者： 姚栋 于颖锐 汪量子 安萍 胡建军 涂晓兰 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
随着核动力技术的发展，不断开展新型反应堆的研究，反应堆的燃料形式和堆芯布置都较为复杂，由于蒙特卡罗(MC)方法具有强大的几何处理能力和较高的计算精确度，它是模拟分析这些复杂堆芯的有效手段。本文介绍了MC方法在反应堆燃料栅格... 详细信息
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压水堆核电站堆芯换料设计
压水堆核电站堆芯换料设计
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第三届中国核学会省市区“三核”论坛
作者： 李冬生 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
中国核动力院目前已经完成的大亚湾核电站、岭澳核电站、秦山第二核电厂共六个机组30次堆芯换料设计项目,均满足技术服务合同的要求。控制棒价值、临界硼浓度、等温温度系数、微分硼价值等设计预计值与实测值符合良好,满足国际公认的验... 详细信息
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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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秦二扩LOCA后安全壳内产氢量计算分析
秦二扩LOCA后安全壳内产氢量计算分析
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第十二届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2008年反应堆物理会议
作者： 胡建军 芮旻 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
压水堆核电站LOCA(失水事故)后，由于反应堆冷却剂的辐照分解、锆水反应等机制，在安全壳内产生大量的氢气，这些氢气与安全壳内的氧气混合形成易爆混合物，在一定条件下会造成爆炸的危险。 LOCA后可能释放到安全壳内的氢气浓度必须... 详细信息
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核能产氢用先进高温反应堆技术初探
核能产氢用先进高温反应堆技术初探
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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： 赵伟 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 成都 610041
从燃料、冷却剂和堆芯余热导出等几个方面来介绍先进高温反应堆的技术特点;分析先进高温反应堆与热化学产氢工艺之间的技术要求和参数匹配关系;通过与目前已掌握的反应堆技术的比较来认识和了解先进高温反应堆所拥有的关键技术。最后,... 详细信息
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