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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重点实验室"
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自主化LOCA分析平台及分析方法开发研究
自主化LOCA分析平台及分析方法开发研究
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中国核学会2019年学术年会
作者: 丁书华 邓坚 吴丹 刘余 申亚欧 黄涛 中国核动力研究设计院 四川成都610041 核反应堆系统设计技术重点实验室 四川成都610041
在自主化三代核电发展以及中国核电走出去的大趋势下,需要开发出自主化的LOCA分析平台以及分析方法来进行最复杂的设计基准事故即失水事故分析.我在近几年来开展了大量的工作进行自主化的LOCA分析程序、LOCA分析平台以及分析方法的研... 详细信息
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压力容器芯筒体应力强度可靠性研究
压力容器堆芯筒体应力强度可靠性研究
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中国核学会2019年学术年会
作者: 刘贞谷 姜露 庾明达 李丽娟 田俊 张丽屏 张毅雄 核反应堆系统设计技术重点实验室 四川成都610041 中国核动力研究设计院 四川成都610041
本文将各输入参数的随机性概念引入到核设备的设计中,开展基于概率论的可靠性分析设计,考虑了参数的随机波动及不确定性,计算结构的可靠度以及结构对设计参数的敏感性,从而为结构设计提供更多的反馈信息和指导意见。本文对常用的几... 详细信息
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CAN总线在棒控系统通信网络中的优化设计
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自动化仪表 2023年 第S01期44卷 47-50页
作者: 杨正吉 葛贞笛 魏亚龙 姚璋 王栋 万雪莲 朱俞霖 吕睿 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 中国核电漳州能源有限公司 福建漳州363300
为满足核电厂功能需求,对棒控系统的通信网络进行优化设计,重点优化棒控系统中逻辑柜与多个电源柜之间的控制器局域网(CAN)通信稳定性和可靠性。设计中,采用CAN总线通信实现逻辑柜与电源柜之间一对多的网络数据交互。对设计的CAN总线拓... 详细信息
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“华龙一号”核电厂CRDM钩爪制造及试验研究
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机械设计与制造工程 2017年 第1期46卷 89-93页
作者: 杨方亮 陈西南 杨晓晨 杨博 邓强 于天达 王常亮 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610041 林德工程(大连)有限公司 辽宁大连116113
针对第三代压水核电厂对控制棒驱动机构提出的更高技术要求,"华龙一号"反应堆驱动机构钩爪零件采用了钴基合金焊耐磨面的双齿钩爪。针对此零件结构特点和制造工艺存在的难点,研制了焊用专用装置。通过试验和有限元仿真... 详细信息
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非均匀冷装配合数值模拟分析与试验研究
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机械与电子 2016年 第11期34卷 29-33页
作者: 陈聪 张丽屏 李鹏飞 唐彬 郑洪涛 王月 汪宇 赵京 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 中国成达工程有限公司 四川成都610000
对容积补偿器上过渡套管的非均匀冷装配合进行了模拟分析与试验研究,以确定合理的拔脱力值。参考核电标准RCC-M中的计算方法,确定了拔脱力的最小理论值。选取具有代表性的安装孔尺寸并初步拟定了过盈量范围。针对非均匀配合、不同过盈... 详细信息
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基于PDMS平台的三维电缆路径智能设计算法研究
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科技视界 2020年 第13期 131-135页
作者: 段永强 唐涌涛 黄捷 陈超 文剑 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 四川电力设计咨询有限责任公司 成都610094
本文针对目前电缆敷设设计现状,研究了基于PDMS平台的电缆路径节点自动生成算法、电缆路径智能计算算法和电缆路径最优推送算法。以电缆清册、设备接线点、桥架为数据基础,通过上述三大算法,在PDMS平台上完成三维电缆路径智能设计的模... 详细信息
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基于ARSAC-K程序研究建模方法对失水事故分析的影响
基于ARSAC-K程序研究建模方法对失水事故分析的影响
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中国核学会2019年学术年会
作者: 吴丹 丁书华 邓坚 李仲春 张渝 黄涛 中国核动力研究设计院 四川成都610041 核反应堆系统设计技术重点实验室 四川成都610041
失水事故是最复杂的设计基准事故,在失水事故分析中,包壳峰值温度(即"PCT")、氧化份额(即"ECR")、产氢率是安全分析关心的关键物理参量。这几个参量与电厂设计、初始事件有关,也与分析程序以及建模方法有关。区... 详细信息
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核主泵多环套装钨合金飞轮结构设计研究
核主泵多环套装钨合金飞轮结构设计研究
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中国核学会2019年学术年会
作者: 姜露 刘贞谷 庾明达 田俊 李丽娟 张丽屏 张毅雄 核反应堆系统设计技术重点实验室 四川成都610041 中国核动力研究设计院 四川成都610041
多环套装重金属结构设计是一种有效提高核主泵飞轮转动惯量的结构设计方法之一,为保证其在严苛工作条件下的结构强度安全,采用有限元法,在考虑过盈配合预应力以及离心力的基础上,首次对高温工作环境下的核主泵多环套装重金属钨合金... 详细信息
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核反应堆通风系统理论计算模型及对核电事故缓解研究
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科技视界 2020年 第17期 175-178页
作者: 陶舒畅 赖建永 秦婧 叶竹 苏桐 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 东方电气集团东方锅炉股份有限公司 成都643001
针对核反应堆的特殊性,总结了核反应堆通风系统设计时应当遵循的导则、规范、设计准则等,给出了理论计算模型;参考已有的核反应堆设计经验,综合考虑给出了通风系统的基本设计参数.由于事故工况下核电放射性对环境会产生巨大危害,因此建... 详细信息
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基于预估校正的改进准静态方法的中子动力学计算研究
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科技视界 2020年 第17期 28-30页
作者: 贺涛 李云召 张文鑫 王冬勇 马党伟 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 西安交通大学核科学与技术学院 西安710049
早年,芯瞬态分析常采用简化的"点"动力学模型,不考虑瞬态过程中芯中子通量密度随空间的分布,且不随时间变化."点"动力学模型求解快速,对小型紧凑耦合系统在一定情况下可给出较满意结果,但由于其无法描述与... 详细信息
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