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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"
323 条 记 录,以下是41-50 订阅
排序:
用OECD/NEA芯瞬态基准题验证RELAP5-TDNK程序系统
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核动力工程 2009年 第S1期30卷 23-27页
作者: 李峰 张渝 江光明 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610041
利用经济发展与合作组织核能机构(OECD/NEA)压水芯弹棒瞬态基准题对RELAP5-TDNK进行了验证。使用RELAP5-TDNK建立了弹棒基准题模型,分析了两种弹棒问题,对程序的数据交换能力、耦合方法和瞬态事故分析能力进行了检验。与国际上多种... 详细信息
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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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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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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
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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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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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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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含裂纹悬臂输流管道颤振分析
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振动与冲击 2011年 第9期30卷 169-173页
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-material volumes)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,最后用Matlab编程进行了数值计算,研究裂纹参数... 详细信息
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SARCS-4程序系统临界物理模拟实验验证
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核动力工程 2018年 第3期39卷 166-170页
作者: 李满仓 陈长 姚栋 魏彦琴 吴文斌 赵文博 黄世恩 倪东洋 巨海涛 郑洪涛 秦冬 张知竹 汪量子 吴磊 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
SARCS-4程序系统中国核动力研究设计自主研发的新一代中子学程序包,需对程序展开工程验证,完善理论模型,提高计算精度。利用成熟燃料元件,设计并制造出与新型燃料组件结构相似的模拟组件。利用模拟组件构造了3种芯布置并进行模拟... 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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