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  • 3 篇 输运理论
  • 3 篇 抗震分析

机构

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  • 121 篇 上海核工程研究设...
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  • 14 篇 山东核电有限公司
  • 14 篇 上海核工程研究设...
  • 13 篇 上海核工程研究设...
  • 13 篇 上海交通大学
  • 12 篇 上海核工程研究设...

作者

  • 31 篇 姜韶堃
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语言

  • 442 篇 中文
检索条件"机构=上海核工程研究设计院堆芯设计所"
442 条 记 录,以下是161-170 订阅
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防断组件及其支承柱高周疲劳分析
防断组件及其支承柱高周疲劳分析
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第十七届全国反应堆结构力学会议
作者: 薛国宏 李源 赵飞云 冯少东 于浩 上海核工程研究设计院工程设备所
反应堆堆内构件是反应堆冷却剂系统中的重要设备,其设计结构要求在全寿期内保持高度可靠性。在国内外核电厂运行过程中,曾发生堆内构件因流致振动而出现故障和损坏事件,这直接影响了反应堆的安全运行和经济效益。本文根据ASME锅炉及压... 详细信息
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AP1000主控室盘台抗震鉴定中的有限元模型验证
AP1000主控室盘台抗震鉴定中的有限元模型验证
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第十七届全国反应堆结构力学会议
作者: 朱翊洲 马渊睿 谢永诚 工程设备所 上海核工程研究设计院
在AP1000主控室盘台的设备鉴定中使用了试验和分析相结合的方法。为了确保分析结果的可靠性,必须对模型加以验证以确保模型尽可能地还原试验件的真实情况,特别是动态特性的情况。本文将通过描述SRO盘台试验件的模型验证流程,简要阐述在A... 详细信息
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平板封头与筒体连接区疲劳可靠性分析
平板封头与筒体连接区疲劳可靠性分析
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第十七届全国反应堆结构力学会议
作者: 陈惠亮 姚伟达 曹明 黄庆 薛国宏 工程设备所上海核工程研究设计院
本文考虑结构几何尺寸和载荷不确定性,使用结构可靠性分析方法对平板封头连接区域进行疲劳可靠性分析。通过考虑几何不确定性的可靠性分析,证明几何尺寸不确定因素对结构疲劳寿命不确定性影响较大。同时,提出一种基于6σ概念求解考虑载... 详细信息
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蒸汽发生器地震反应分析及参数敏感性研究
蒸汽发生器地震反应分析及参数敏感性研究
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第十七届全国反应堆结构力学会议
作者: 钱浩 徐定耿 杨仁安 梁星筠 工程设备所 上海核工程研究设计院
蒸汽发生器是排出反应堆堆芯产生热量的主要设备,是反应堆冷却剂系统压力边界的一部分。本文建立了蒸汽发生器地震反应分析模型,地震反应分析模型包含汽水分离器组件和管束组件等内件。两个蒸汽发生器模型与一回路管道和压力容器串联,... 详细信息
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核级承压设备密封结构的有限元分析
核级承压设备密封结构的有限元分析
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第十七届全国反应堆结构力学会议
作者: 李源 贺寅彪 廖剑晖 黄庆 沈睿 工程设备所上海核工程研究设计院
在AP1000反应堆系统中,很多设备具有承压的功能,其密封性能直接关系到系统能否正常运行,因而密封失效是较之弹塑性失效、疲劳失效等更为基本的失效形式。在ASME规范中采用的密封结构设计方法是华脱尔斯法,此方法采用了一些保守的经验和... 详细信息
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三代核电主控室盘台抗震鉴定试验研究工程实践
三代核电主控室盘台抗震鉴定试验研究和工程实践
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第十七届全国反应堆结构力学会议
作者: 马渊睿 朱翊洲 王赤虎 谢永诚 工程设备所 上海核工程研究设计院
抗震试验是设备鉴定的一部分,三代核电设备的抗震鉴定相比于传统抗震鉴定就有了新的要求和方法,主控室盘台属1E类电器设备,按抗震Ⅰ类设备进行抗震鉴定。本文以完成的主控室盘台抗震试验为例,介绍和分析其试验的过程、特殊要求,并从多... 详细信息
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压水堆堆芯反射层的截面参数化及优化设计
压水堆堆芯反射层的截面参数化及优化设计
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中国核学会计算物理学会第十届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2004年反应堆物理会议
作者: 司胜义 上海核工程研究设计院 堆芯设计室上海市虹漕路29号200233
本文利用基于一维平板模型的输运理论计算程序TPREFL,分别计算分析了不同几何设计和材料组成的压水堆堆芯反射层的主要物理参数,并以IAEA两维基准问题为参考堆芯,利用堆芯节块程序SHANG2D综合分析了不同设计的反射层对堆芯反应性的影响... 详细信息
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反应堆压力容器堆芯支承块及附近下封头应力分析和评定
反应堆压力容器堆芯支承块及附近下封头应力分析和评定
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第十七届全国反应堆结构力学会议
作者: 高永建 工程设备所上海核工程研究设计院
本文建立CAP1000反应堆压力容器下封头、堆芯支承块及部分筒体的三维有限元模型,进行热分析、结构分析、疲劳分析以及断裂分析,其中一次应力采用理论公式计算得到,并根据ASMEB&PVC-Ⅲ-NB-3200和ASME BPVC-Ⅲ-1附录G的相关规定对计... 详细信息
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节块内嵌SN方法的算法研究及程序开发
节块内嵌SN方法的算法研究及程序开发
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第十二届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2008年反应堆物理会议
作者: 司胜义 上海核工程研究设计院堆芯设计室 上海市虹漕路29号200233
本文介绍了节块内嵌SN方法求解三维堆芯中子输运/扩散方程的算法框架。在基于扩散理论的三维粗网节块展开方法(NEM)的算法体系中,将基于输运理论的径向两维细网节块离散纵标方法(NDOM)的内迭代过程,替代节块展开方法(NEM)内迭代的径... 详细信息
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支撑CAP1400研发设计和安全审评促进我国先进核电技术创新能力提升--大型先进压水堆核电站重大专项课题“CAP1400非能动安全壳冷却系统性能研究及试验”成果
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科技成果管理与研究 2019年 第5期 52-55页
作者: 王勇 刘鑫 张迪 王章立 国家核电技术有限公司本部工程管理部 上海核工程研究设计院堆芯设计所、燃料材料研究所、先进核电技术研究中心 不详
CAP1400是在消化、吸收和全面掌握三代核电AP1000技术基础上再创新形成的功率更大的非能动大型先进压水堆核电型号,是中国核电的重要名片。作为CAP1400的重要安全系统和设计特征,非能动安全壳冷却系统(PCS)利用事故后的重力注射和自然循... 详细信息
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