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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41-50 订阅
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设计瞬态和疲劳损伤对反应堆压力容器设计寿命的影响分析
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核动力工程 2009年 第3期30卷 1-3,12页
作者: 孙英学 杜娟 卢岳川 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
通过疲劳分析、疲劳裂纹扩展分析和快速断裂力学分析,研究设计瞬态和疲劳损伤对反应堆压力容器设计寿命的影响。研究结果表明,按60a寿命设计反应堆压力容器是能够满足RCC-M规范的要求。
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射流泵水力特性优化设计研究
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核动力工程 2014年 第4期35卷 129-132页
作者: 赵雪岑 王金涛 刘松亚 刘立志 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
由于射流泵泵体内部高雷诺数的强剪切湍流射流,没有准确的理论公式可以表达其内部流体的流动、混合和扩散过程。在有关射流泵设计、优化方法的研究基础上,选取面积比、喉管长径比、喉嘴距作为关键参数,以提高效率为优化目标,对射流泵的... 详细信息
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积分切除法在核电厂控制系统中的应用分析
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核动力工程 2015年 第S2期36卷 69-72页
作者: 王殳 孙剑 李伟 陈柯 黄奇 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
针对控制系统最常用的比例积分微分(PID)控制中的积分饱和问题,提出了基于积分切除法的3种控制算法,并将3种算法应用于核电厂稳压器压力及蒸汽向大气排放系统中。仿真结果表明,对不同的控制系统选用适当积分切除算法后,在满足系统功能... 详细信息
来源: 评论
低流量下蒸汽发生器一次侧流量分配研究
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核动力工程 2009年 第S1期30卷 56-59,64页
作者: 张勇 宋小明 黄伟 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 成都610041
采用CFD方法对低流量下倒U型管式蒸汽发生器一次侧内的流动特性进行了分析研究。结果表明,在自然循环模拟试验装置的U型管结构参数条件下,倒流只发生在内层的短管内。低流量时,随单管平均流量的增大,倒流管内的流量相对减小,倒流管数量... 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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含钆燃料组件能量计算
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核动力工程 2010年 第4期31卷 8-11页
作者: 王家翀 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
通过对钆元素中子物理特性和实例组件的计算分析,指出由于常规计算中对计算公式进行简化而忽略了核素俘获反应所带来的能量释放,以及某些核数据库无法提供完整的俘获吸收截面和相关释热参数数据,会给含钆燃料组件中各种物理参数计算带... 详细信息
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304L不锈钢代替321不锈钢的可行性研究
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核动力工程 2007年 第z1期28卷 53-57页
作者: 蒋有荣 庞华 王智博 王涛涛 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610041 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610041 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610041 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610041
为了优选反应堆材料,本文对0Cr18Ni10Ti(321)和00cr19Ni10(304L)不锈钢的冶金性能、物理性能、力学性能、腐蚀性能、焊接性能、加工性能进行了对比分析.分析结果表明:304L不锈钢除了拉伸和蠕变强度比321不锈钢低一点外,其余性能在反应... 详细信息
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秦山二期工程反应堆压力容器管座焊接设计和工艺研究
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核动力工程 2007年 第z1期28卷 48-52页
作者: 罗英 米小琴 魏亚东 钟元章 曹锐 张敬才 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610041 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610041 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610041 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610041 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610041 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610041
秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有3种类型的管座.重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接没计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响.介绍了焊接工艺中控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施.还根据1#和2#机... 详细信息
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反应堆压力容器断裂力学分析中弹塑性有限元方法与工程方法的比较
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核动力工程 2009年 第4期30卷 1-3,8页
作者: 孙英学 郑斌 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级重点实验室 成都610041
通过ABAQUS程序对反应堆压力容器筒体裂纹进行了弹塑性断裂力学有限元分析,计算了在热冲击(PTS)瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子KI、J积分。同时,与工程方法计算的结果进行了比较,结果表明:工程方法在PTS计算分析时较三维弹塑性断裂... 详细信息
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孔板诱发管道流致振动响应的计算方法
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核动力工程 2009年 第3期30卷 22-26页
作者: 毛庆 姜乃斌 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
根据孔板诱发流体脉动压力的试验测量结果,利用ANSYS软件的随机振动分析功能对孔板扰流诱发的管道振动响应进行了计算,分析了脉动压力的相关性对管道振动响应的影响。在此基础上,提出了一种简化计算方法,并将其计算结果与详细方法的计... 详细信息
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