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作者

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语言

  • 501 篇 中文
检索条件"机构=中国核动力研究设计院核反应堆设计技术国家重点实验室"
501 条 记 录,以下是281-290 订阅
排序:
以核安全文化为核心的企业文化建设初探
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科技视界 2020年 第11期 126-127页
作者: 孙启航 李健 霍蒙 李方立 屈英前 王野 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
随着我国社会经济的发展以及科学技术的进步,基于对用电需求的迅速增加,国家加大了对核电的投入,出现了一批优秀的核电企业。然而在建设核电企业的过程中也要注意核安全理念的落实,即是要以核安全文化为核心,进一步提高企业的凝聚力和... 详细信息
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重水产^(99)Mo棒束设计及入物理性能分析
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中国核电 2024年 第5期17卷 674-682页
作者: 谢运利 汪量子 王晨琳 姚磊 王连杰 胡珏莹 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
重水具有不停在线装卸料特征,适宜生产^(99)Mo等短寿命同位素。国内医用同位素^(99)Mo应用广泛、用量大,具有自主国产化生产的需求。为满足国内^(99)Mo产量需求且对重水安全特性、稳定运行和正常供能的影响最小化为目标,采用WIMS-... 详细信息
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加压热冲击下压水反应堆压力容器完整性分析研究及进展
加压热冲击下压水反应堆压力容器完整性分析研究及进展
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第十三届全国反应堆结构力学会议
作者: 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重点实验室(成都)
对压水压力容器在加压热冲击下的完整性分析及研究进展进行了简要的介绍,包括不同规范和导则的要求、分析的内容和方法、裂纹尺寸和假设和评价的准则等,对不同规范的保守性也进行了说明与比较.
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考虑气动阻力和横风稳定的汽车车身多目标优化设计
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汽车安全与节能学报 2020年 第1期11卷 53-60页
作者: 亓昌 韩元吉 杨姝 吕振华 工业装备结构分析国家重点实验室 大连理工大学大连116024 大连理工大学 汽车工程学院大连116024 汽车安全与节能国家重点实验室 清华大学北京100084 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
综合考虑了气动阻力特性和横风稳定性,对车身外形参数进行了多目标自动优化设计。综合利用参数化建模技术、计算流体力学(CFD)仿真、试验设计方法、响应面模型和智能优化算法,集成Pro/Engineer参数化建模和ICEM网格划分工具以及Fluent... 详细信息
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一种大功率直流电流源及其在能耗制动中的应用
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军民两用技术与产品 2018年 第6期 150-151页
作者: 刘鎏 何亮 李洪伟 李玉姣 王永棋 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
在一些需要经常启动并要求能迅速准确停车的机械上,一般采用能耗制动的方式使驱动电机快速制动.基于该需求设计了一种大功率全桥直流开关电源,采用对拖试验的方法,针对电机定子绕组两相接法和三相接法进行了能耗制动试验,获取了试验数... 详细信息
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浅谈变频控制技术及其在核动力行业中的应用
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军民两用技术与产品 2018年 第2期 70-71,209页
作者: 青先国 刘鎏 何亮 高大朋 毛翔 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
变频控制技术具有调速宽、精度高、动态响应好、节约能源等诸多优点,在核行业中得到了越来越多的应用.本文简要介绍了变频技术中的常用的几类控制方法及其优缺点,并以AP1000主泵变频器作为应用实例进行了阐述,最后提出了变频技术在核行... 详细信息
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压力容器密封面交叉网纹式研磨技术研究
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中国核电 2015年 第2期8卷 110-113页
作者: 刘兆东 戴旭东 郑晓 李洪伟 张显均 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
文章结合反应堆压力容器密封面双"O"形密封环密封的特点,从研磨机理出发,分析了影响研磨的各种因素,提出了密封面交叉网纹式研磨方法,从研磨效率和网纹密封特点两方面论述了交叉网纹研磨的优点。针对压力容器密封面,提出了研... 详细信息
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核级不间断电源的可靠性研究
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军民两用技术与产品 2018年 第4期 184-185,205页
作者: 高大朋 李洪伟 何亮 刘鎏 刘堂胜 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
核级不间断电源(Class 1E Uninterrupted Power Supply,Class 1E UPS)为安全级电源设备,为核动力装置的安全关键仪表和控制设备提供高可靠性电源.为提高供电的可靠性,本文分析了核级不间断电源的几种结构方案并对各自的可靠性进行对比研... 详细信息
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反应堆压力容器顶排气管接管嘴疲劳分析方法研究
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机械工程师 2017年 第1期 94-96页
作者: 陈建国 邵雪娇 郑连纲 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
基于某工程的排气管疲劳分析,梳理了各种降低分析保守性的方法:弹塑性修正因子修正,简化弹塑性分析,循环弹塑性分析等,逐步去除分析中的保守量。由于某工程排气管壁厚公差超限导致排气管壁厚相对于原设计尺寸有所减薄。文中针对不符合... 详细信息
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芯段筒体快速断裂计算
堆芯段筒体快速断裂计算
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第十五届全国反应堆结构力学大会
作者: 卢岳川 中国核动力研究设计院 核反应堆设计技术国家级重点实验室
本文研究反应堆压力容器在60年寿期末是否会出现快速断裂.主要考虑的是受芯辐照的筒体区域,这是因为辐照会引起材料非延性转变温度(RTNDT)升高,从而降低材料断裂韧性,威胁反应堆压力容器的结构完整性.
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