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检索条件"机构=中国核动力院反应堆系统设计技术国家重点实验室"
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核反应堆数值计算与粒子输运专业回顾与发展
核反应堆数值计算与粒子输运专业回顾与发展
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全国计算机物理学会第六届年会和学术交流会
作者： 李冬生 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
中国核学会计算物理学会反应堆数值计算与粒子输运专业委员会成立于1983年, 挂靠在中核集团中国核动力研究设计院。反应堆数值计算与粒子输运专业委员会现由18 人组成。专业委员会坚持每两年召开一次学术交流会。
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堆芯筒体裂纹三维断裂力学有限元法与工程方法对比研究
堆芯筒体裂纹三维断裂力学有限元法与工程方法对比研究
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2007中国科协年会专题论坛暨第四届湖北科技论坛
作者： 郑斌 孙英学 臧峰刚 杨宇 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
本文通过 ABAQUS 程序对反应堆压力容器筒体裂纹进行了三维断裂力学有限元分析,计算了其在 PTS 瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子并进行了评定。同时,与工程分析方法计算的结果进行了比较,结果表明:工程分析方法在 PTS 计算分析时较三... 详细信息
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超临界压水堆候选包壳材料评价
超临界压水堆候选包壳材料评价
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中国核学会核材料分会2007年度学术交流会
作者： 蒋有荣 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
本文调研了超临界压水堆和高温气冷堆材料及其应用性能,对超临界压水堆候选包壳材料进行了评价。在超临界压水堆中,当冷却剂出口温度低于380·时,可以考虑使用中子吸收截面低的锆合金;当冷却剂出口温度高于380·时,可以选择不... 详细信息
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蒸汽发生器水位控制问题
蒸汽发生器水位控制问题
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中国核学会2007年学术年会
作者： 王远隆 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
本文对蒸汽发生器水位控制中的问题给予概要性描述,并通过仿真计算给出相应的结果。通过对结果的分析,指出控制系统设计中必须注意的关键问题。同时,对几个流行的提法,如虚假水位问题也给予了分析。
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堆芯筒体裂纹三维断裂力学有限元法与工程方法对比研究
堆芯筒体裂纹三维断裂力学有限元法与工程方法对比研究
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第四届中国核学会省市区“三核”论坛
作者： 郑斌 孙英学 臧峰刚 杨宇 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 四川省核学会 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 四川省核学会 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 四川省核学会 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 四川省核学会 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 四川省核学会
本文通过 ABAQUS 程序对反应堆压力容器简体裂纹进行了三维断裂力学有限元分析,计算了其在 PTS 瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子并进行了评定。同时,与工程分析方法计算的结果进行了比较,结果表明：工程分析方法在 PTS 计算分析时较... 详细信息
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反应堆压力容器制造中的无损检测技术
反应堆压力容器制造中的无损检测技术
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中国核学会核能动力学会二〇〇七年学术年会
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级重点实验室 成都 610041
论述了多种无损检测技术在秦山二期1和2机组核反应堆压力容器生产中的应用,以及对锻件、焊缝进行无损检测的方法与注意事项。
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核能产氢用先进高温反应堆技术初探
核能产氢用先进高温反应堆技术初探
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中国核学会核能动力学会二〇〇七年学术年会
作者： 赵伟 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
从燃料、冷却剂和堆芯余热导出等几个方面来介绍先进高温反应堆的技术特点;分析先进高温反应堆与热化学产氢工艺之间的技术要求和参数匹配关系;通过与目前已掌握的反应堆技术的比较来认识和了解先进高温反应堆所拥有的关键技术。最后,... 详细信息
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大型先进压水堆核电站堆芯装载方案设想
大型先进压水堆核电站堆芯装载方案设想
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中国核学会核能动力学会二〇〇七年学术年会
作者： 李冬生 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
核电站堆芯装载方案是反应堆堆芯设计的重要基础,它首先必须满足核安全的要求,同时还要尽可能地提高经济性。通过分析国内、外百万千瓦级核电站的堆芯装载,对反应堆输出功率、燃料组件数、堆芯平均线功率密度进行比较,给出我国大型先进... 详细信息
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反应堆压力容器接管与安全端对接焊缝焊接材料的选择及其对焊缝性能影响
反应堆压力容器接管与安全端对接焊缝焊接材料的选择及其对焊缝性...
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第四届中国核学会省市区“三核”论坛
作者： 杨敏 米小琴 罗英 王小彬 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 四川省核学会 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 四川省核学会 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 四川省核学会 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 四川省核学会
1 前言反应堆压力容器(RPV)是反应堆冷却剂压力边界的重要组成部分,其接管安全端是反应堆压力容器接管与一回路主管道的第一个焊接接头,该部位距堆芯活性区很近,在运行中要承受高温、高压的交变复杂应力的作用。因此,反应堆压力容器接... 详细信息
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核反应堆动力学模型简化问题
核反应堆动力学模型简化问题
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中国核学会核能动力学会二〇〇七年学术年会
作者： 王远隆 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
对核反应堆动力学方程简化问题进行了比较分析,并通过仿真计算给出误差的图示对比,结果对反应堆控制系统的设计有明确的指导意义。
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