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作者

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语言

  • 323 篇 中文
检索条件"机构=中国核动力研究院核反应堆系统设计国家级重点实验室"
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基于遗传算法的核动力管道系统力学性能优化方法研究
基于遗传算法的核动力管道系统力学性能优化方法研究
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2018年全国固体力学学术会议
作者: 白晓明 张锐 王新军 卢喜丰 郑连纲 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
在核蒸汽供应系统中,核管道数量众多且布置复杂。为使核管道能满足设计规范,对支架位置及功能的优化是设计过程中的重要环节。传统的优化过程通过大量的人工试算完成,该过程人力成本高且严重依赖工程经验,更重要的是难以得到力学性... 详细信息
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地下核电站安全壳再循环系统设计的初步论证
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核科学与工程 2017年 第2期37卷 287-292页
作者: 孔翔程 邹志强 武铃珺 蒋孝蔚 张航 李翔 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
核电站建造于地下,反应堆厂房洞外具备天然的裂变产物屏障,在安全壳外洞内设置安全壳再循环系统,预防并缓解放射性裂变产物释放,维持安全壳的完整性。该系统同时整合了卸压、过滤、排热安全功能,充分发挥地下核电站重力补水和天然... 详细信息
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空气湿度与放置时间对750℃/0.5 h预热后Zr-4棒材氧化行为的影响研究
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热加工工艺 2018年 第20期47卷 93-95,107页
作者: 于军辉 李小宁 郭周强 于海慧 吕亮亮 刘蕾 国核宝钛锆业股份公司 陕西宝鸡721013 国家能源核级锆材研发中心 陕西宝鸡721013 陕西省核级锆材重点实验室 陕西宝鸡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 四川成都610213
研究了空气湿度(10%~95%)和放置时间(1~5 h)对750℃/0.5 h预热后Zr-4棒材氧化行为的影响。通过样品氧化增重研究实验后的Zr-4棒材的增重趋势;采用扫描电镜(SEM)和X射线衍射(XRD)研究了氧化层的显微组织和相组成。结果表明... 详细信息
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304NG不锈钢埋弧焊接头性能及高温断裂行为研究
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热加工工艺 2017年 第9期46卷 85-88页
作者: 周禹 张宏亮 王留兵 刘晓 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
对国内自主研发的核304NG控氮不锈钢板材埋弧焊接头力学性能进行了工程应用评价,并对接头的高温断裂行为进行了研究。结果表明,304NG接头各项指标远高于RCC-M规范的要求;焊接接头和焊缝试样均无晶间腐蚀裂纹,N含量偏高未对耐晶间腐蚀... 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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国产Inconel690高温合金温与高温循环变形行为
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机械工程材料 2017年 第12期41卷 69-74,79页
作者: 张丽屏 田俊 傅孝龙 阚前华 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 西南交通大学力学与工程学院 成都610031
对国产核电用Inconel690高温合金在25,200,350℃进行了应变和应力循环加载下的单轴和多轴疲劳试验,分析了其循环应力-应变响应及循环塑性变形特性。结果表明:在试验温度下,无论是单轴还是多轴加载,Inconel690高温合金均主要表现出循环... 详细信息
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反应堆压力容器顶排气管接管嘴疲劳分析方法研究
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机械工程师 2017年 第1期 94-96页
作者: 陈建国 邵雪娇 郑连纲 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
基于某工程的排气管疲劳分析,梳理了各种降低分析保守性的方法:弹塑性修正因子修正,简化弹塑性分析,循环弹塑性分析等,逐步去除分析中的保守量。由于某工程排气管壁厚公差超限导致排气管壁厚相对于原设计尺寸有所减薄。文中针对不符合... 详细信息
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模块式小型ACP100二回路给水泵配置分析
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科技视界 2017年 第13期 9-10页
作者: 梁铁波 严思伟 黎春梅 任云 曾畅 王亮 郝承明 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 四川成都610041
模块式小型ACP100二回路采用2×50%容量汽动调速泵为主给水泵、2×25%容量电动调速泵为启动给水泵的配置,从模块式小型核电机组启动程序、二回路运行特性、主给水调节方式及降负荷能力等方面对模块式小型二回路给水泵配... 详细信息
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数字化反应堆保护装置响应时间的概率分析方法及测试方法改进
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科技视界 2017年 第7期 271-271,261页
作者: 王明星 孙诗炎 叶奇 伍巧凤 贺理 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
反应堆保护装置的响应时间是反应堆保护装置最重要的性能指标,文中通过对数字化反应堆保护装置各个数据处理环节的分析,以概率论为基础,对数字化反应堆保护装置响应时间进行了定量分析,并根据此定量分析结果,针对目前响应时间测试方法... 详细信息
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数字化反应堆保护装置响应时间分析及设计
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科技视界 2017年 第7期 266-267页
作者: 王明星 孙诗炎 伍巧凤 叶奇 贺理 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
反应堆保护装置的响应时间是反应堆保护装置最重要的性能指标,文中通过对反应堆保护装置各个数据处理环节的分析,确定了各个环节对响应时间的影响,并从理论上计算得出其响应时间的最大值。
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