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焊接残余应力有限元分析技术研究
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原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 593-596页
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
本文以岭澳核电站控制棒驱动机构(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... 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
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原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 407-410页
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取存在的问题,同时又考虑了非线性因素。
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岭澳二期核电站数字化反应堆保护系统
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核动力工程 2008年 第1期29卷 1-4,9页
作者： 刘宏春 王涛涛 王华金 周继翔 刘光明 许东方 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 中国核动力研究设计院 成都610041 中广核工程设计有限公司 广东深圳518000
岭澳二期核电站反应堆保护系统是我国自主设计的第一个数字化反应堆保护系统。本文介绍了岭澳二期核电站数字化反应堆保护系统的总体结构、设计特点、定期试验以及自检等方面的内容。
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核反应堆模糊控制
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自动化信息 2008年 第11期 46-48页
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国家级重点实验室 成都610041
本文采用比较分析方法，分别用模糊控制技术与常规控制技术实现对反应堆的控制，并通过仿真计算给出图示对比。结果表明，用模糊控制技术实现对反应堆的控制有其独特的优越性。
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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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第四届中国CAE工程分析技术年会暨2008全国计算机辅助工程（CAE）技术与应用高级研讨会
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
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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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与粒子输运学术会议
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
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保持低于... 详细信息
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大型先进压水堆核电站堆芯装载方案设想
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中国核电 2008年 第3期1卷 212-215页
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 四川成都610041
核电站堆芯装载方案是反应堆堆芯设计的重要基础,它首先必须满足核安全的要求,同时还要尽可能地提高经济性。通过分析国内、外百万千瓦级核电站的堆芯装载,对反应堆输出功率、燃料组件数、堆芯平均线功率密度进行比较,给出我国大型先进... 详细信息
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核反应堆动力学模型刚性问题的简易处理
核反应堆动力学模型刚性问题的简易处理
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第十二届反应堆数值计算与粒子输运学术会议
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国家级重点实验室
本文针对核反应堆动力学模型刚性问题提出了简易处理方法,并给出了仿真结果。这样的方法可以有效地应用于反应堆控制系统的设计。
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无损检测技术在秦山二期核反应堆压力容器制造中的应用
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中国核电 2008年 第4期1卷 304-308页
作者： 罗英 米小琴 钟元章 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 四川成都610041
论述了多种无损检测技术在秦山二期1号和2号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,根据1号和2号机组反应堆压力容器制造过程中无损检测的经验反馈,结合新版的检查规范,在3号和4号机组反应堆... 详细信息
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反应堆压力容器堆芯段断裂力学分析
反应堆压力容器堆芯段断裂力学分析
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第十四届全国疲劳与断裂学术会议
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
本文对反应堆压力容器运行128炉后的状态,进行了堆芯段的应力计算、疲劳裂纹扩展分析和快速断裂分析,并按照ASMB规范对计算结果进行了分析和评定。评定结果表明:反应堆压力容器运行128炉后,堆芯段疲劳裂纹扩展和快速断裂都满足相应的评... 详细信息
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