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    • 2 篇 教育学
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机构

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  • 4 篇 哈尔滨工业大学
  • 4 篇 中国核动力研究设...
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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481-490 订阅
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一种耦合的有限元-无网格方法
一种耦合的有限元-无网格方法
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第十一届全国现代数学和力学学术会议
作者: 柳军 严波 袁江涛 姜乃斌 重庆大学资源及环境科学学院工程力学系 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
在常规有限元方法(FEM)中,计算裂纹尖端处的应力强度因子,需要在裂纹尖端附近区域细化网格,且裂纹面必须作为单元的交界面,由此带来计算时间的增大以及在模拟裂纹扩展过程中需不断重构网格的困难;近年出现的扩展有限元法(XFEM),基于插... 详细信息
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一种安全关键软件系统符号执行优化方法
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计算机与现代化 2020年 第1期 96-99,110页
作者: 戴延军 吴志强 刘杰 刘朝晖 陈智 肖安红 南华大学计算机科学与技术学院 湖南衡阳421000 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610000
在航空、核电和国防军工领域当中,安全关键系统(Safety-Critical System,SCS)的软件非常重要,其可靠性必须通过测试或形式化方法来保障。符号执行作为一种高效的测试用例生成方法被广泛使用,然而,SCS软件系统的模块之间的耦合性较高,使... 详细信息
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不同涂层下的转子系统碰摩响应分析
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电工技术 2020年 第10期 122-124页
作者: 陈果 杨洋 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610213 西南交通大学力学与工程学院 四川成都610031
文章基于当量线化法分别建立了硬涂层、软涂层和一般情况下的碰摩力模型;以含涂层的Jeffcott转子为研究对象,通过线性插值法和Runge-Kutta法相结合的方式研究了不同涂层情况下转子系统的动力学响应。数值仿真的结果表明:当转/静子部件... 详细信息
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核电超长末叶高背压下气动稳定性的流固耦合分析
核电超长末叶高背压下气动稳定性的流固耦合分析
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中国核学会2019年学术年会
作者: 庾明达 刘贞谷 姜露 张毅雄 徐自力 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 西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动国家重点实验室 西安710049
采用基于RANS方程的三维时域响应流固耦合迭代数值算法对新开发的核电超长末级叶片的气动稳定性进行了分析。利用流场有限元网格与叶片网格之间的交界面进行压力,位移等变量的数据交换和迭代计算,通过叶片时域位移响应趋势判断叶片是否... 详细信息
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核反应堆压力容器低合金钢与奥氏体不锈钢异种金属焊接研究现状
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电焊机 2023年 第12期53卷 7-21页
作者: 何大明 黄祖来 周利 孙舒蕾 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 哈尔滨工业大学先进焊接与连接国家重点实验室 黑龙江哈尔滨150001 哈尔滨工业大学(威海)山东省特种焊接技术重点实验室 山东威海264209
核电反应堆压力容器是核电站的核心设备之一,其安全性和可靠性对核电站的运行至关重要。在压力容器的制造中,涉及到低合金钢与奥氏体不锈钢的异种金属焊接。针对该异种金属焊接接头存在的组织不均匀性、元素扩散、应力腐蚀裂纹等问题,... 详细信息
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基于多群蒙特卡罗方法的溶液燃料管理程序FMCHR的开发与验证
基于多群蒙特卡罗方法的溶液堆燃料管理程序FMCHR的开发与验证
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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: 汪量子 姚栋 王侃 施工 清华大学工程物理系,北京 100084 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 成都市 610041 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 成都市 610041 清华大学工程物理系,北京 100084
FMCHR是针对溶液开发的芯燃料管理程序。FMCHR以IAEA发布的69群WIMS-D格式截面库为初始数据库,用多群蒙特卡洛程序MCMG作为输运计算内核,结合溶液均匀燃料介质的特性,考虑了热工水力和辐照裂解气体的反馈效应,具有输运计算、... 详细信息
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蒙特卡罗全局权窗和均匀裂变源方法在全临界计算中的应用研究
蒙特卡罗全局权窗和均匀裂变源方法在全堆临界计算中的应用研究
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第十六届(2020年)核技术应用学术交流会暨第三届核材料技术创新学术会议
作者: 张显 刘仕倡 强胜龙 张文鑫 尹强 崔显涛 陈义学 华北电力大学核科学与工程学院 北京 102206 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 610213
蒙特卡罗方法在大型裂变反应堆模拟时,由于不同区域的功率密度有较大差异,与高功率区域相比,低功率区域的粒子数相对不足,统计误差也较大。针对这类具有全局特征的蒙特卡罗输运计算问题,为获得中子通量在全空间的准确统计,本文针对全局... 详细信息
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基于新型燃料芯的不确定性分析研究
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现代应用物理 2023年 第4期14卷 114-119页
作者: 岳子腾 张斌 刘天娇 王连杰 倪东洋 国家电投集团科学技术研究院有限公司 国家能源核电软件重点实验室 北京102209 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 哈尔滨工程大学核科学与技术学院 哈尔滨151100
参考日本第三代实验JRR-3,研究了核数据、输入参数的不确定性对有效增殖因子keff的影响。针对核数据,首先开展了核数据对3维全芯keff的不确定性分析及对组件均匀化常数的不确定度计算;其次以组件均匀化常数库为基础,通过抽样方法,... 详细信息
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反应堆压力容器整体建模数值模拟探索性研究
反应堆压力容器整体建模数值模拟探索性研究
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第十五届全国反应堆结构力学大会
作者: 杨雯 张利民 郑连纲 姜乃斌 张毅雄 臧峰刚 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 四川 成都 610041 日本泰科诺斯达株式会社 北京代表处 北京 100098
反应堆压力容器力学分析评定中,由于计算所用的软、硬件设施的原因,以往的做法是把整个结构进行解耦,即把整个结构分解为若干段分别进行应力分析,这个过程中对于边界条件的处理或多或少地会有一些失真,对计算结果的准确性有一定影响.... 详细信息
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酸洗工艺对Zr-4合金管材氟残留影响
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金属世界 2018年 第6期 46-49页
作者: 于军辉 吕亮亮 张谭 王晨阳 国核宝钛锆业股份公司 宝鸡721013 国家能源核级锆材研发中心 宝鸡721013 陕西省核级锆材重点实验室 宝鸡721013 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
酸洗工艺能消除锆合金管材内外表面划伤、点坑、色差等缺陷,但是锆合金和酸液反应后会生成氟残留。SGHWR核反应堆中发现锆合金包壳出现由内向外穿透性的腐蚀裂纹,实验认为可能与包壳管表面的氟残留有关。文章通过高温分光广度法、有限... 详细信息
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