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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重点实验室"
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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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控制棒驱动机构耐压壳体定位面喷涂工艺研究
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科技视界 2019年 第9期 44-47页
作者: 唐源 李维 于耀华 吴伟建 邓强 吴昊 唐健凯 付国忠 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 上海第一机床厂有限公司 中国上海201308
本文采用超音速火焰喷涂和等离子喷涂分别在控制棒驱动机构耐压壳定位面上制备了CrNi/CrC耐磨涂层,研究了不同的工艺参数下喷涂涂层的硬度、孔隙率和沉积效率,对比分析了两种喷涂方法的显微结构和孔隙率、结合强度和显微硬度。结果表明... 详细信息
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舰船舱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火灾,从而可能造成极为严重的后果。本文选取典型舰船舱结构,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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思维可视化技术在程序设计教学中的应用研究
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高教学刊 2020年 第20期6卷 107-109,113页
作者: 刘杰 李金玲 陈星 毛宇 吴菱艳 南华大学计算机学院 湖南衡阳421001 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
从培养学生解决复杂工程问题的能力和计算思维能力的角度出发,针对程序设计类课程教学中程序设计思维难以表达和传递的现象,结合Raptor的四个可视化特征对编程思维过程进行可视化表述和传播,讨论Raptor在程序设计思维可视化教学中的三... 详细信息
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双因素身份认证在DCS工程师站的应用研究
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仪器仪表用户 2019年 第5期26卷 48-51,20页
作者: 贺凯 黄鹏 王远兵 张谊 生态环境部华北核与辐射安全监督站 北京100029 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
计算机技术和网络技术的发展,促进了控制系统产品的更新,数字化控制系统(DCS)逐渐替代模拟系统,但是数字化系统的广泛应用同时也带来了更多信息安全的问题,身份认证便是其中之一。身份认证作为整个信息安全体系的基础,越来越引起人们的... 详细信息
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棒束通道中燃料棒壁面温度的子通道分析
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核科学与工程 2020年 第6期40卷 943-949页
作者: 沈丹红 董博 杨婷 傅孝良 程旭 上海交通大学核科学与工程学院 上海200240 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 国家电投集团科学技术研究院有限公司 北京102209 国家能源核电软件重点实验室 北京102209 上海电力大学自动化工程学院 上海200090
燃料棒的壁面温度是反应堆设计和运行过程中需要关注的重要参数之一。本文利用子通道程序对燃料棒壁面温度进行模拟,通过与实验数据对比,分别分析了子通道程序中的单相和两相换热模型。单相换热模型中,采用适用于棒束的Weisman公式与常... 详细信息
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模块式小型非能动腔注水冷却芯的严重事故分析
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科技视界 2015年 第20期 5-6,100页
作者: 毛辉辉 陈树 邓坚 向清安 肖红 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 环境保护部核与辐射安全中心 中国北京100082
以模块式小型研究对象,使用MELCOR程序建立了电厂模型。选取安注管线双端剪切断裂严重事故为保守事故序列,非能动腔注水系统(Passive Cavity Injection System,PCIS)投入后,分析芯热量通过吊篮和压力容器壁进入腔水的传热过程... 详细信息
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压水LOCA事故喷放阶段两相混合液位特性研究
压水堆LOCA事故喷放阶段两相混合液位特性研究
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第十六届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2019年学术年会
作者: 祝文 张卢腾 黄涛 马海福 马在勇 孙皖 步珊珊 潘良明 重庆大学能源与动力工程学院 核反应堆系统设计技术重点实验室中国核动力研究设计院
反应堆出现破口事故或者蒸汽管道破裂事故时,会出现冷却剂或蒸汽快速喷放,导致系统迅速泄压,其瞬态热工水力特性对反应堆安全研究有重要影响。GE Small Level Swell实验和GE Large Level Swell实验分别基于小尺寸实验段与大尺寸实验段... 详细信息
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芯筒体裂纹三维断裂力学有限元法与工程方法对比研究
堆芯筒体裂纹三维断裂力学有限元法与工程方法对比研究
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第四届中国核学会省市区"三核"论坛
作者: 郑斌 孙英学 臧峰刚 杨宇 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 四川省核学会
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Zr-4管材干湿法渗氢工艺对比
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材料科学 2021年 第8期11卷 895-900页
作者: 陈波全 李丹 田大荣 马政卿 吴宗佩 王家斌 罗强 中国核动力研究设计院核燃料与材料研究所 四川 成都 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 国核锆铪理化检测有限公司 陕西 宝鸡
利用Zr-4管材开展了干法渗氢和湿法渗氢实验,对工艺特点进行了分析。结果表明:对于湿法渗氢工艺,试样渗氢均匀,试样在高压釜均温区中的位置对渗氢结果没有显著影响。对于干法渗氢工艺,试样不同部位渗氢量可能存在明显差异,试样位置对渗... 详细信息
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