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语言

  • 530 篇 中文
检索条件"机构=核反应堆设计技术国家重点实验室"
530 条 记 录,以下是481-490 订阅
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阿仑纽斯公式在核电厂电仪设备时限老化分析中的研究与应用
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仪器仪表用户 2021年 第11期28卷 54-56,75页
作者: 刘华 游洲 刘亚男 刘飞洋 王伟 黄国玉 欧阳宏志 邱蕾 王新林 南华大学电气工程学院 湖南衡阳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
依托阿伦纽斯公式进行等效老化,可以作为工程上加速老化的理论基础,并应用到下面场景:在给定试验温度和试验周期的情况下,计算实际(或预期)工作环境温度下的寿命;估计已知的历史环境温度和保守的预期未来环境温度下的剩余寿命。分析了... 详细信息
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电仪设备EQML的筛选方法研究
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仪器仪表用户 2021年 第12期28卷 46-49页
作者: 刘华 游洲 刘亚男 刘飞洋 王伟 欧阳宏志 王新林 南华大学电气工程学院 湖南衡阳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
为了保证核电延寿运行时的仪控设备可靠性,必须在执照更新中选取对核电厂安全运行有影响的电仪设备,形成环境鉴定电仪设备清单。通过调研电仪设备的宏观范围、筛选的意义和工程背景,开展筛选方法的研究;探讨EQML筛选过程的考虑因素,即... 详细信息
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核电厂反应堆功率调节系统计算机控制研究
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自动化与仪器仪表 2017年 第2期 86-88页
作者: 张倬 董化平 李健 张建民 中国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 西安交通大学核科学与核技术学院 西安710049
建立核电厂反应堆功率控制系统模型,通过SIMULINK工具建模和仿真,对模型的仿真性能和系统的稳定性及合理性进行验证。在此基础上,采用S7-300系列的PLC作为反应堆功率控制现场执行机构平台,并进行系统组态、编程和实验验证,利用计算机对... 详细信息
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取消旁路后的冷却剂温度测量通道调试研究
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自动化仪表 2019年 第6期40卷 49-51,62页
作者: 朱加良 何正熙 杜茂 陈静 余俊辉 李小芬 李红霞 何鹏 徐涛 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 福建福清核电有限公司 福建福清350318
传统M310核电厂采用旁路测量方式执行关键安全参数-反应堆冷却剂温度的测量。但该方式由于工艺回路复杂、主管道上接管数量多且维修难度大而不满足三代核电的要求,故在华龙一号核电厂中取消了旁路设计为主管道直接测温方式,由此带来反... 详细信息
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考虑气泡滑移效应的壁面沸腾模型开发及其在窄矩形通道内的应用
考虑气泡滑移效应的壁面沸腾模型开发及其在窄矩形通道内的应用
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第十六届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2019年学术年会
作者: 李林峰 王明军 刘卢果 张大林 田文喜 秋穗正 苏光辉 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术系 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点试验室
使用计算流体力学方法(CFD)模拟沸腾两相流需要使用合适的沸腾模型,目前常用的RPI壁面沸腾模型将过冷沸腾过程的气泡生长描述为气泡成核当地的周期性行为,缺乏对滑移、气泡融合等复杂行为的描述。根据研究者对气泡滑移的实验观测和建模... 详细信息
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钠加热直管式直流蒸汽发生器动态模型及仿真研究
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自动化与仪器仪表 2019年 第7期 6-9页
作者: 张倬 张建民 徐春 谢细明 李健 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 西安交通大学核科学与核技术学院 西安710049
直流蒸汽发生器是将蒸发器、过热器等作为一个整体的大型热交换器。针对核动力装置钠加热直管式直流蒸汽发生器热工水力特性建殳基本守恒方程,根据有关假设对其进行差分,得到直流蒸汽发生器的稳态和瞬态数学模型,并采用Gear算法对其进... 详细信息
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国产SA508-3钢拉伸力学性能的近场动力学模拟
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四川建筑 2019年 第2期39卷 330-332,335页
作者: 刘贞谷 郭居上 李丽娟 庾明达 陈建国 石凯凯 江小州 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室 四川成都610213 哈尔滨工业大学航天学院航天科学与力学系 黑龙江哈尔滨150001
近场动力学(PD)是一种新型固体力学理论,基于非局部假设,在连续和非连续问题上采用统一框架进行求解,在最近十年得到了极大的关注和发展,应用范围也越来越广。文章将近场动力学理论应用于核电设备中,基于国产SA508-3钢材料,编写Fortran... 详细信息
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装备可压缩短管限制器的管道甩击动力分析研究
装备可压缩短管限制器的管道甩击动力分析研究
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第十六届全国反应堆结构力学会议
作者: 袁锋 张毅雄 王伟 艾红雷 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 四川省成都市610041
根据RCC-P规范要求,必须防止高能流体管道的甩动造成核电厂重要系统和设备的损坏,在管道破口位置装备可压缩不锈钢短管限制器是防止高能管道甩动的一种常见有效方法.文章用ANSYS软件,采用非线性瞬态动力分析方法,对装备可压缩短管限制... 详细信息
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TONUS程序在氢气风险评价中的应用
TONUS程序在氢气风险评价中的应用
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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: 陈彬 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 成都市622信箱506分箱 610041
TONUS程序是用于计算严重事故下,安全壳内氢气分布及可能发生的燃烧过程的精细程序。TONUS程序包含了两种不同方法:用于计算大体积控制体中氢气分布的集总参数法和基于空间离散多维流体方程方法。分析了TONUS程序中的各种模型,包括水蒸... 详细信息
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核反应堆压力容器低合金钢与奥氏体不锈钢异种金属焊接研究现状
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电焊机 2023年 第12期53卷 7-21页
作者: 何大明 黄祖来 周利 孙舒蕾 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室 四川成都610213 哈尔滨工业大学先进焊接与连接国家重点实验室 黑龙江哈尔滨150001 哈尔滨工业大学(威海)山东省特种焊接技术重点实验室 山东威海264209
核电反应堆压力容器是核电站的核心设备之一,其安全性和可靠性对核电站的运行至关重要。在压力容器的制造中,涉及到低合金钢与奥氏体不锈钢的异种金属焊接。针对该异种金属焊接接头存在的组织不均匀性、元素扩散、应力腐蚀裂纹等问题,... 详细信息
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