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作者

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  • 9 篇 姜乃斌

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"
323 条 记 录,以下是101-110 订阅
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磁流变液响应时间检测方法及装置研究
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仪器仪表学报 2023年 第11期44卷 290-299页
作者: 李佩 卢川 尹剑飞 周威 谢磊 重庆大学光电技术及系统教育部重点实验室 重庆400044 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 国防科技大学装备综合保障技术国家级重点实验室 长沙410073
磁流变液的响应时间是一个关键指标,关系到磁流变智能执行器的实时可控性能。然而,MRF的动态响应面临从电流、磁场强度及剪切应力等多参数耦合中解耦的难题。本文提出基于偏置正弦激励电流的相位检测法,通过施加偏置正弦电流激励正弦磁... 详细信息
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核电厂数字化仪控系统全状态监测机制
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核动力工程 2014年 第3期35卷 138-141页
作者: 阳小华 刘朝晖 陈智 刘杰 吴志强 南华大学计算机科学与技术学院 衡阳421001 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
软件失效及软硬件交互故障是核电厂全数字化仪控系统故障的主要来源之一。现有基于硬件的状态监测机制应对这一新型失效模式存在不足。应用系统理论事故建模与处理(STAMP)模型,对核电厂全数字化仪控系统的失效模式进行初步分析,提出将... 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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三角形排列的紧密栅元棒束内流动行为的数值模拟
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核动力工程 2009年 第S1期30卷 1-5页
作者: 于意奇 杨燕华 顾汉洋 程旭 宋小明 王小军 上海交通大学核科学与工程学院 上海200240 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 中国核动力研究设计院空泡物理和自然循环重点实验室 成都610041
对三角形排列紧密栅元通道内的空气湍流流动进行了数值研究,系统考察了涡粘性和雷诺应力两类湍流模型模拟紧密栅元通道内流动特征的适用性。结果表明:SSG雷诺应力模型对流动有较好的模拟,这说明湍流各项异性的模拟在紧密栅元中十分重要... 详细信息
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微液膜动力学特性与稳定性实验研究
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强激光与粒子束 2015年 第8期27卷 271-274页
作者: 李华 张友佳 张林 黄洪文 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术国家重点实验室 成都610213 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室 成都610213 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 四川绵阳621900
气-液两相流设备的性能受限于临界热流密度,开展流动微液膜动力学特性及其稳定性的相关研究是深入理解沸腾危机及临界热流密度机理的关键。采用光学玻璃制成的矩形通道作为实验段,使用微流量齿轮泵驱动去离子水,使其在实验通道入口处与... 详细信息
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反应堆压力容器接管嘴马鞍面缺陷的断裂力学分析
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原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 641-644页
作者: 郑斌 孙英学 臧峰刚 卢岳川 杨宇 郑连纲 邹鸣中 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
某核电厂大修时发现反应堆压力容器均在出口接管嘴不锈钢焊层出现局部表面损伤痕迹,损伤最深处约为1.27 mm。本文采用ANSYS程序,依据相应规范,对反应堆压力容器出口接管嘴缺陷进行快速断裂力学分析和疲劳裂纹扩展分析。分析内容包含... 详细信息
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反应堆压力容器及蒸汽发生器不符合项分析技术
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原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 645-647页
作者: 郑连纲 杨宇 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 四川成都610041
反应堆压力容器及蒸汽发生器等设备的加工生产过程中,经常会因各种原因使产品出现与设计不符之处,即产生不符合项。经分析验证后可知,其中大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的。本工作总结核电站反应堆压力容器及蒸汽发生... 详细信息
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反应堆冷却剂系统辅助管道缺陷焊缝疲劳分析与评价
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原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 618-621页
作者: 臧峰刚 王伟 刘文进 张毅雄 曾忠秀 杨凯 邹鸣中 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
根据某核电厂反应堆冷却剂系统辅助管道核1焊缝的在役检查结果和施工设计阶段应力分析结果,确定了疲劳分析与评价的典型缺陷焊缝。依据WRC502的实验结果和RCC-M规范,提出了用于疲劳分析的含热(微)裂纹效应的疲劳曲线。在此基础上,对... 详细信息
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大亚湾核电站换料水箱底板渗漏分析与评估
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原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 648-651页
作者: 卢岳川 吴万军 臧峰刚 孙英学 刘文进 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
2006年9月发现大亚湾核电站2号机组换料水箱底板底部有微量水渗出。本工作通过地震分析、应力计算、断裂力学分析,对发现渗漏的大亚湾核电站2号机组换料水箱进行分析与评估。
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反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析
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原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 652-655页
作者: 杜娟 孙英学 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 四川成都610041
本文以百万千瓦核电站(CNP1000)反应堆压力容器为例,分析研究设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60 a设计寿命反应堆压力容器的影响。针对不同的分析内容,选择反应堆压力容器具有代表性的部位,论证了60 a寿期末反应堆压力容器结... 详细信息
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