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  • 489 篇 中文
检索条件"机构=中国核动力院核反应堆系统设计技术国家重点实验室"
489 条 记 录,以下是331-340 订阅
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MIPR芯模拟体气-液两相试验工况下流动与传热特性的数值模拟
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核动力工程 2009年 第S1期30卷 65-69页
作者: 聂华刚 宋小明 牛文华 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610041
针对医用同位素生产(MIPR)芯试验模拟体气-液两相试验工况,选取模拟体的1/20作为计算对象,采用非结构化网格方法进行模型网格划分,运用CFD技术进行数值模拟计算研究,同时,对其流场、温度场分布状况及传热特性等进行了分析。计算结... 详细信息
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燃料棒芯块中Kr、Xe的低温释放机理
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核动力工程 2009年 第S1期30卷 6-8,13页
作者: 周毅 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Wise反冲机理微观模型的基础上,考虑芯块倒角的影响,给出了倒角表面平均反冲效率的计算模型;击出机理参考Olander的理论;由此建立了一个更为精细的裂变气体低温释放微观模型。使用新建模型进行计算的结果显示,倒角表面的平均反冲效率... 详细信息
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基于RELAP5的海洋条件下反应堆热工水力系统分析程序开发
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核动力工程 2009年 第6期30卷 53-56,62页
作者: 谭长禄 张虹 赵华 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610041
研究了倾斜、起伏和摇摆等海洋条件的数学模型。通过修改控制方程,开发了国内首个基于先进的、自由节点划分的RELAP5程序,并且适用于海洋条件的反应堆热工水力系统分析程序RELAP5/MC。用RELAP5/MC对海洋条件下简单两环路系统的自然循环... 详细信息
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核电厂安装和调试期间设备和系统的维护保养
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核动力工程 2009年 第3期30卷 99-101页
作者: 朱建军 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
研究了核电厂安装和调试期间开展设备和系统专业维护保养的必要性,讨论了如何组织核电厂安装和调试期间的设备和系统维护保养,并根据核电厂的特点给出核电厂安装和调试期间设备和系统维护保养技术管理的建议,以保证核电厂投入运行后设... 详细信息
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基于二元重要度的设备分级技术
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核动力工程 2009年 第S1期30卷 77-81页
作者: 曾未 余红星 孙玉发 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
现有的概率论设备分级方法在重要度方法选取、计算方法和分级限值制定等方面存在不足。本文把二元重要度决策法与叠加性转移模型相结合,以基于后果的风险评判为标准,为上述问题的处理提供了合理的理论依据。在秦山二期扩建核电站概率安... 详细信息
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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,研究了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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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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孔板诱发管道流致振动响应的计算方法
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核动力工程 2009年 第3期30卷 22-26页
作者: 毛庆 姜乃斌 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
根据孔板诱发流体脉动压力的试验测量结果,利用ANSYS软件的随机振动分析功能对孔板扰流诱发的管道振动响应进行了计算,分析了脉动压力的相关性对管道振动响应的影响。在此基础上,提出了一种简化计算方法,并将其计算结果与详细方法的计... 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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