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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"
323 条 记 录,以下是131-140 订阅
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镀铬在反应堆结构中的应用研究
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科技视界 2014年 第13期 64-65页
作者: 陈训刚 夏欣 赵伟 李浩 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
镀铬层具有很高的硬度、耐磨性和耐热性,化学性能稳定,在反应堆结构中具有很高应用价值。本文针对镀铬在反应堆内的应用,分析了镀铬的应用安全性,归纳总结了镀铬的应用形式,给出了镀铬在应用前应做的性能检验及检验方法。结果表明,镀铬... 详细信息
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一种采用主回路精确流量校准核仪表系统方法的研究
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科技视界 2014年 第13期 97-98页
作者: 李红霞 霍雨佳 余俊辉 陈静 朱加良 吴茜 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
核电厂核仪表系统功率量程中子注量率变化率是反应堆保护系统的重要参数,对该参数的计算校准,既可以保证在发生弹棒和落棒事故时正常执行停功能,又可以在寿期初和寿期末发生甩负荷至厂用电运行工况时避免停而影响核电厂的经济性。... 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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第三届核能行业核泵技术研讨会
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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SCWR芯稳态物理-热工水力耦合计算程序系统CASIR的开发
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核动力工程 2013年 第1期34卷 87-91页
作者: 马永强 柴晓明 王育威 潘俊杰 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
针对超临界水冷反应堆(SCWR)芯冷却剂密度沿轴向变化剧烈的特点,开发用于SCWR芯稳态物理-热工水力耦合计算的程序系统CASIR。CASIR由改进的压水芯中子学计算程序和适用于SCWR燃料组件计算的子通道热工-水力程序组成,具备调整... 详细信息
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超临界水冷专设安全系统设计方案
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核动力工程 2013年 第1期34卷 71-74页
作者: 隋海明 单建强 黄学孔 苟军利 杨洪 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
简要介绍超临界水冷(SCWR)的设计要求和专设安全系统设计原则,对SCWR自动泄压系统(ADS)、高压补水箱(RMT)、非能动余热排出系统(ICS)、非能动安全壳冷却系统(PCCS)和重力驱动芯冷却系统(GDCS)的功能及设计方案进行了详细描述。选... 详细信息
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超临界核电厂汽轮机和热力系统研究
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核动力工程 2013年 第1期34卷 75-77,96页
作者: 黄学孔 马爱萍 孙奇 隋海明 杨洪 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
超临界核电机组的汽轮机为超临界、冲动式,其所有转子叶片材料均采用成熟的火力发电厂超临界机组叶片材料,并采用外来的清洁蒸汽作为密封蒸汽。机组的热力系统增加了启停系统,在启动和停止阶段为超临界核反应堆提供所需的冷却剂流量,适... 详细信息
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屏蔽式主泵飞轮方案论证及转子轴系动态性能敏感性分析
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核动力工程 2013年 第S1期34卷 73-76,79页
作者: 赵雪岑 邓礼平 刘立志 杨松 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
为保证核电主泵满足反应堆和断电事故后惰转时间的要求,对屏蔽式主泵机组的转动惯量要求、飞轮配重方案以及主泵转子轴系的动态性能进行分析,给出了飞轮方案,并进行轴承水膜刚度对转子轴系动态性能影响的敏感性分析。
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超临界六角形双排燃料组件性能分析
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核动力工程 2013年 第1期34卷 31-34页
作者: 安萍 王连杰 潘俊杰 芦韡 姚栋 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
利用物理-热工水力耦合计算程序系统(MCATHAS)分析2种六角形双排超临界燃料组件,充分考虑了超临界水冷(SCWR)中冷却剂、慢化剂轴向温度、密度的剧烈变化和功率分布的相互影响。计算结果表明,双排六角形组件具有均匀慢化和充分慢化性能... 详细信息
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中国超临界水完全失流事故分析
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核动力工程 2013年 第1期34卷 83-86页
作者: 张丹 鲁剑超 刘松涛 单建强 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 西安交通大学 西安710049
中国超临界水(CSR1000)由于系统采用直接循环方式,给水流量或厂外交流电的丧失将导致系统发生失流事故。芯双流程设计导致芯在失流事故中面临流量反转问题,失流事故成为威胁芯安全的重要典型事故。本文采用仿真程序APROS对CSR1... 详细信息
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福清核电站主泵轴密封系统水力分析
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水泵技术 2013年 第3期 30-33页
作者: 赵禹 苏荣福 曾畅 段永强 中国核动力研究院核反应堆设计国家级重点实验室
福清核电站1~4号机组主泵(冷却剂循环泵)轴密封系统与100-D型主泵轴密封系统有很大差异,本文通过建立ANDRITZ主泵轴密封系统水力模型,分析了主回路系统压力变化、轴密封注入流量变化对各轴密封参数的影响,以及各轴密封在损坏和阀... 详细信息
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