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  • 497 篇 中文
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国家级重点实验室"
497 条 记 录,以下是11-20 订阅
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蒸汽发生器一汽水分离器两相流动数值模拟
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核动力工程 2006年 第1期27卷 76-79页
作者: 黄伟 陈五星 张文其 王海松 何劲松 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
采用计算流体力学方法并采用非结构化网格和多块网格技术对流动区域进行了网格划分,用两相流模型对蒸汽发生器一汽水分离器两相流动进行模拟,得到了汽-液两相流动细节,将出口蒸汽干度与蒸汽发生器热工水力专用计算程序计算结果进行比... 详细信息
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含MOX燃料芯衰变热及裂变产物积存量的特性研究
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核动力工程 2014年 第2期35卷 8-12页
作者: 谭怡 魏述平 邓理邻 刘晓黎 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
我国尚无MOX燃料的工程经验,需开展大量的论证工作。以国内M310型芯为对象,对使用30%MOX燃料的芯燃料管理方案进行分析,比较含MOX燃料芯和全UO2芯的衰变热、乏燃料水池热负荷和芯裂变产物积存量的特性差异。结果表明,芯衰... 详细信息
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用冲击响应谱合成人工加速度时程的方法
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核动力工程 2009年 第S1期30卷 70-71页
作者: 吴万军 刘文进 张毅雄 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
采用地震响应谱合成人工随机加速度时程的方法,根据冲击过程的特点探讨将冲击响应谱合成为人工随机加速度时程方法。对人工随机加速时程与冲击响应谱进行比较的结果表明,这种方法合成的人工随机加速度时程与冲击响应谱具有很好相容性。
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秦山核电厂二期扩建工程反应堆保护系统设计中核安全原则的应用
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核动力工程 2009年 第S1期30卷 44-47页
作者: 肖鹏 许东芳 冯威 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
秦山核电厂二期扩建工程(3#、4#机组)反应堆保护系统设计是在秦山核电厂二期工程(1#、2#机组)反应堆保护系统设计的基础上经过改进而成的。本文通过对一个经过论证且已实施的改进项和一个由业主提出但没有被采纳的改进项的分析,阐明... 详细信息
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CFD方法在棒束定位格架热工水力分析中的应用研究
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核动力工程 2009年 第S1期30卷 34-38页
作者: 陈畏葓 张虹 朱力 熊万玉 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
利用UG、CFX程序和计算流体力学(CFD)方法对AFA-2G组件5×5棒束定位格架进行了几何建模和通道内单相水三维流场数值模拟,包括特定流速下流场的定性和定量分析、不同流速下的阻力特性分析等。将分析结果与相应试验结果进行了比较,结... 详细信息
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SCWR芯稳态物理-热工水力耦合计算程序系统CASIR的开发
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核动力工程 2013年 第1期34卷 87-91页
作者: 马永强 柴晓明 王育威 潘俊杰 安萍 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
针对超临界水冷反应堆(SCWR)芯冷却剂密度沿轴向变化剧烈的特点,开发用于SCWR芯稳态物理-热工水力耦合计算的程序系统CASIR。CASIR由改进的压水芯中子学计算程序和适用于SCWR燃料组件计算的子通道热工-水力程序组成,具备调整... 详细信息
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含环向贯穿裂纹管道断裂力学工程方法影响函数的计算研究
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核动力工程 2009年 第2期30卷 27-29,89页
作者: 郑斌 卢岳川 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 成都610041
为拓宽美国电力研究所(EPRI)工程方法的应用范围,本文通过一系列三维弹性、弹塑性断裂力学有限元分析,计算了含裂纹管道的裂纹张开位移(COD);基于有限元COD结果研究了EPRI方法中的关键影响函数h2,并详细阐述了拉-弯组合载荷情况下h2的... 详细信息
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反应堆压力容器老化敏感性分析方法
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核动力工程 2007年 第5期28卷 87-90页
作者: 杨宇 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
结合近期开展的大亚湾反应堆压力容器老化分析及大纲编写工作,归纳总结了反应堆压力容器老化敏感性分析方法,提出了较为明确的表单化的老化分析流程,可以为相关的老化分析与评价活动提供借鉴。
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岭澳二期反应堆控制系统数字化技术应用及其工程适应性研究
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核动力工程 2009年 第1期30卷 82-85页
作者: 刘炯 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
反应堆控制系统是核电厂仪控系统的重要组成部分。在岭澳二期工程中,由于采用先进的数字化技术,需要在多方面考虑有关的适应性变化。本文通过对数字化技术的应用研究,论述了反应堆控制系统在采用数字化技术之后的新要求、相应的新设计... 详细信息
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超临界核电厂汽轮机和热力系统研究
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核动力工程 2013年 第1期34卷 75-77,96页
作者: 黄学孔 马爱萍 孙奇 隋海明 杨洪 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
超临界核电机组的汽轮机为超临界、冲动式,其所有转子叶片材料均采用成熟的火力发电厂超临界机组叶片材料,并采用外来的清洁蒸汽作为密封蒸汽。机组的热力系统增加了启停系统,在启动和停止阶段为超临界核反应堆提供所需的冷却剂流量,适... 详细信息
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