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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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裂纹对悬臂输流管道颤振特性的影响
裂纹对悬臂输流管道颤振特性的影响
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第十六届全国反应堆结构力学会议
作者: 叶献辉 蔡逢春 臧峰刚 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
基于适用于含非材料体(non-materialvolumes)系统的Lagrange方程,采用由无裂纹悬臂梁的模态函数加入分段立方多项式构造的裂纹梁的模态函数,推导出了含裂纹的悬臂输流管道的线性运动方程,最后通过数值算例研究裂纹参数对悬臂输流管道动... 详细信息
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大型先进压水核电站芯装载方案设想
大型先进压水堆核电站堆芯装载方案设想
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中国核学会核能动力学会二〇〇七年学术年会
作者: 李冬生 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
核电站芯装载方案是反应堆设计的重要基础,它首先必须满足核安全的要求,同时还要尽可能地提高经济性。通过分析国内、外百万千瓦核电站的芯装载,对反应堆输出功率、燃料组件数、芯平均线功率密度进行比较,给出我国大型先进... 详细信息
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大亚湾核电站第十循环芯换料设计
大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计
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中国核学会计算物理学会第十届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2004年反应堆物理会议
作者: 李冬生 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
大亚湾核电站第十循环芯换料设计采用SCIENCE核程序包进行计算,辅以HADES-II处理程序,自动生成一维模型和综合法程序输入数据,并且自动生成换料设计报告.本报告介绍了芯换料设计需提交给核电站的设计文件和所用的计算机软件,并对启... 详细信息
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大型屏蔽泵转子轴系动态性能敏感性分析
大型屏蔽泵转子轴系动态性能敏感性分析
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第三届核能行业核技术研讨会
作者: 邓礼平 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
为保证大型屏蔽泵满足核电应用的可靠性以及寿命要求,本文对核电大型屏蔽泵转子导轴承的磨损速率、温度变化等因素对转子轴系的动态性能影响进行了分析,并进行了由此导致的轴承水膜刚度对转子轴系动态性能影响的敏感性进行了全面分析.
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面向设计研发的核能大数据系统架构及标准化研究
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信息技术 2024年 第7期48卷 128-135,142页
作者: 张倬 阳惠 刘佳 黄擎宇 罗英 张明 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610213 中核投资有限公司 北京100037
结合核能设计研发基本流程和全生命周期数据特点,开展基于多源异构数据集成的采集、存储、处理、管理、应用等功能需求分析,按照“分层设计”思想和以数据应用为目标的路线,建立核能大数据系统技术架构和数据架构,对架构中的层、模块... 详细信息
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阻尼器减少技术在岭澳核电站主蒸汽管线上的应用情况
阻尼器减少技术在岭澳核电站主蒸汽管线上的应用情况
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2007四川省中青年专家学术大会
作者: 刘文进 曾忠秀 毛庆 杨凯 中国核动力研究设计核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 成都610041
根据计算将主蒸汽管线上部分的阻尼器换成刚度为125000N/mm的拉杆。对将部分阻尼器换成刚度为125000N/mm的拉杆后的管线进行了分析评定,计算得到的阀门地震加速度、管道应力、能动部件的可运行性等均满足相关要求。 本文采用提高阻... 详细信息
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核能海水淡化芯核设计方案的可行性研究
核能海水淡化堆堆芯核设计方案的可行性研究
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第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议
作者: 刘旭东 陈长 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
本文介绍海水淡化燃料组件的选择和芯核设计所采取的措施。 提出一个额定功率为245MW、芯压力0.43MPa、冷却剂平均温度90.5℃的芯核设计可行性研究方案。反应堆芯由69个截短φ9.5-17×17燃料组件组成;设置控制棒和应... 详细信息
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基于ANSYS二次开发的反应堆冷却剂系统LOCA非线性动力分析
基于ANSYS二次开发的反应堆冷却剂系统LOCA非线性动力分析
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第十六届全国反应堆结构力学会议
作者: 齐欢欢 曾忠秀 张毅雄 刘文进 王伟 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 610041成都
针对反应堆冷却剂系统中存在较多非线性因素,如拉压双线性、间隙和主管道在某些破裂情况下将进入塑性等,利用ANSYS程序对反应堆冷却剂系统进行LOCA非线性动力响应分析,实现高效参数化、模块化建模,并在此基础上对ANSYS进行二次开发,形成... 详细信息
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基于传递矩阵的管路-壳体耦合系统动力学建模
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噪声与振动控制 2024年 第5期44卷 21-26页
作者: 张啸涵 黄修长 曾庆娜 杨咏 上海交通大学机械系统与振动全国重点实验室 上海200240 上海船舶设备研究所船舶与海洋工程特种装备和动力系统国家工程研究中心 上海200031 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
针对管路-支撑-壳体耦合系统的振动响应快速预报和传递特性分析,采用Riccati传递矩阵法建立直管-弯管-变径管-泵-阀门复杂组合管路的动力学模型,以获取考虑流固耦合效应时组合管路的频响特性;采用频响函数子结构综合方法建立组合管路-支... 详细信息
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反应堆压力容器接管与安全端对接焊缝焊接材料的选择及其对焊缝性能影响
反应堆压力容器接管与安全端对接焊缝焊接材料的选择及其对焊缝性...
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第四届中国核学会省市区“三核”论坛
作者: 杨敏 米小琴 罗英 王小彬 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 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 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 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
1 前言反应堆压力容器(RPV)是反应堆冷却剂压力边界的重要组成部分,其接管安全端是反应堆压力容器接管与一回路主管道的第一个焊接接头,该部位距芯活性区很近,在运行中要承受高温、高压的交变复杂应力的作用。因此,反应堆压力容器接... 详细信息
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