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作者

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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"
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秦山二期扩建工程稳压器波动管热分层应力及疲劳分析
秦山二期扩建工程稳压器波动管热分层应力及疲劳分析
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中国核学会2009年学术年会
作者: 余晓菲 张毅雄 艾红雷 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
稳压器波动管内流体的温度分层引起管壁温度分层,从而在管道截面产生整体弯曲应力和局部热应力,以及管道系统超过预期的位移和支撑载荷.文章将稳压器波动管热分层这样一个复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题,利用SYSTUS ... 详细信息
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核反应堆内构件吊篮筒体焊接变形的分析与控制
核反应堆堆内构件吊篮筒体焊接变形的分析与控制
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中国核学会2009年学术年会
作者: 王庆田 许斌 何大明 李燕 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
吊篮筒体是核反应堆内构件的重要组成部分,设计公差与间隙要求苛刻.本文首先分析了筒体类设备焊接变形产生的原因,并针对这些原因,提出了具体的控制措施.然后结合秦山核电二期扩建工程反应堆内构件3 号吊篮筒体在制造过程中出现... 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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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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用于核电厂数字化仪表控制系统优化设计的CATIA2程序的改进
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核动力工程 2008年 第1期29卷 19-24页
作者: 张英 陈智 周祖鉴 张帆 张小华 张文其 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
对压水核电厂瞬态仿真程序CATIA 2程序进行了改进,以满足核电厂数字化仪表控制系统优化设计工作的需要。主要的改进是在CATIA 2程序中,对ΔT保护通道引入了数字化采样模块模型及数字化处理时间步长,以及对ΔT保护通道所用的输入变量... 详细信息
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铅-铋合金冷却长循环芯物理设计限制区域研究
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核动力工程 2008年 第4期29卷 1-4,23页
作者: 刘晓黎 咸春宇 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
长循环芯在芯燃耗寿期内反应性随芯燃耗的变化是芯物理设计需要考虑的关键参数。本文以铅-铋合金冷却,U-Pu-Zr燃料组成的芯为研究对象,从芯核设计的角度研究确定芯装载所涉及到中子学特性的影响因素。通过对燃料初始含量... 详细信息
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秦山核电二期扩建工程芯冷却监测系统设计
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核动力工程 2008年 第1期29卷 5-9页
作者: 何正熙 李白 吴峻 张帆 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
由于秦山核电二期工程中使用的芯冷却监测系统机柜已停产,所以在秦山二期扩建工程中采用了安全数字化仪表控制系统(TXS)作为芯冷却监测系统的处理平台。本文详细描述了采用TXS平台后芯冷却监测系统的结构和工作原理。
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反应堆压力容器接管边缘应力区局部减薄处应力强度特征
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核动力工程 2008年 第2期29卷 52-54,69页
作者: 王小彬 米小琴 魏亚东 杨敏 陈海波 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
用ANSYS有限元分析软件对反应堆压力容器接管边缘应力区应力强度进行了模拟分析。给出了接管边缘应力区筒体的薄膜应力强度、薄膜+弯曲应力强度以及减薄区应力集中系数随减薄区尺寸大小及其位置等因素的变化规律。分析得出:最大薄膜应... 详细信息
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芯熔融物在下腔内冷却模型研究及缓解集热效应的对策
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核动力工程 2008年 第5期29卷 72-76页
作者: 关仲华 余红星 江光明 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
从能量守恒方程出发,选取较为现实的实验公式和经验公式,建立了一个完整的芯熔融物在下腔内冷却的计算模型。为了验证本模型的合理性,以AP600和AP1000反应堆为例进行了计算分析,并将计算结果与文献例题进行了比较。重点分析了芯... 详细信息
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压水核电厂燃料元件破损诊断方法
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核动力工程 2008年 第4期29卷 135-139页
作者: 李兰 杨洪润 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
在核电厂运行管理中,如果在停前知道燃料棒的性能和状态,采用合适的燃料检测管理策略,可减少反应堆的停运时间。本文以燃料元件破损后裂变产物向冷却剂释放的理论为基础,开发了一种通过分析反应堆冷却剂中裂变产物放射性活度估算破损... 详细信息
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