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    • 27 篇 核科学与技术
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    • 6 篇 力学(可授工学、理...
    • 6 篇 机械工程
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    • 3 篇 管理科学与工程(可...
  • 2 篇 理学
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    • 1 篇 生态学
  • 1 篇 经济学
    • 1 篇 应用经济学

主题

  • 4 篇 蒸汽发生器
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  • 2 篇 堆内构件
  • 2 篇 astm
  • 2 篇 垫片
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  • 2 篇 二次堆芯支承组件

机构

  • 18 篇 上海核工程研究设...
  • 8 篇 工程设备所
  • 5 篇 工程设备所上海核...
  • 5 篇 华东理工大学
  • 3 篇 上海核工程研究设...
  • 3 篇 国家核电技术公司...
  • 3 篇 上海核工程研究设...
  • 2 篇 上海核工程研究设...
  • 2 篇 上海核工程研究设...
  • 1 篇 工程设备室
  • 1 篇 上海电气核电设备...
  • 1 篇 上海核工程研究设...
  • 1 篇 中国科学院金属研...
  • 1 篇 山东核电有限公司
  • 1 篇 浙江大学
  • 1 篇 博斯特有限公司
  • 1 篇 中国科学技术大学

作者

  • 14 篇 贺寅彪
  • 10 篇 谢永诚
  • 10 篇 钱浩
  • 6 篇 朱翊洲
  • 6 篇 梁星筠
  • 5 篇 徐定耿
  • 5 篇 姚伟达
  • 5 篇 曹明
  • 5 篇 黄庆
  • 5 篇 于浩
  • 5 篇 邓晶晶
  • 5 篇 沈睿
  • 4 篇 杨仁安
  • 4 篇 马渊睿
  • 4 篇 曹昱澎
  • 4 篇 惠虎
  • 3 篇 陈惠亮
  • 3 篇 薛国宏
  • 3 篇 赵飞云
  • 3 篇 张明

语言

  • 46 篇 中文
检索条件"机构=上海核工程研究设计院工程设备所,上海,200233"
46 条 记 录,以下是1-10 订阅
排序:
基于超声导波的核电设备缺陷监测技术研究
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核科学与工程 2022年 第6期42卷 1417-1424页
作者: 刘畅 邓晶晶 王浩 秦炎锋 胡超杰 贺寅彪 上海核工程研究设计院有限公司工程设备所 上海200233 山东核电有限公司 山东烟台264043 华东理工大学 上海200237
核电厂承压边界的健康状态直接影响机组运行的安全性和经济性。如在定期在役检查中发现了承压容器或管道的一定容许缺陷,对这些缺陷进行检测、跟踪和评估具有非常重要的意义。本文开展超声导波技术对承压边界中缺陷的定位算法研究及装... 详细信息
来源: 评论
基于流体动力学分析的ADS4管系声共振解决方案的机理和试验探索
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核科学与工程 2020年 第4期40卷 615-624页
作者: 矫明 刘畅 张锴 施杨 姚伟达 上海核工程研究设计院有限公司工程设备所 上海200233 浙江大学电气工程学院 浙江杭州310058
某机组热态功能试验期间ADS4(自动泄压系统第四级)管系发生剧烈振动,研究表明流体声共振与ADS4管系发生耦合共振是主要的原因,此为核电厂一回路管道“声共振”问题在核电界首次发现。本文以ADS4本身流体声共振问题为研究对象,通过理论... 详细信息
来源: 评论
核用传热管表面划伤致应力腐蚀失效问题及研究进展
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腐蚀与防护 2020年 第9期41卷 1-9,15页
作者: 吴斌 孟凡江 和广庆 明洪亮 张志明 王俭秋 中国科学院金属研究所 沈阳110016 中国科学技术大学材料科学与工程学院 沈阳110016 上海核工程研究设计院有限公司 上海200233 上海电气核电设备有限公司 上海201306
综述了金属表面划伤的理论模型、划伤区的变形特点、影响因素及其对应力腐蚀影响的研究进展,介绍了压水堆核电站传热管的服役环境和表面划伤案例、来源及工程对策,讨论了表面划伤对蒸汽发生器传热管应力腐蚀失效的影响及研究进展。总结... 详细信息
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辐照监督管支承定位结构力学分析
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机械设计与制造 2017年 第8期 50-53页
作者: 曹明 刘刚 谢永诚 姚伟达 上海核工程研究设计院工程设备所 上海200233
为优化反应堆压力容器(RPV)辐照监督管支承定位结构(胀套)设计,使其能够完成定位功能,并便于安装和拆卸,使用有限元软件(***)对结构进行数值模拟,得到该结构在安装、拆卸和工作状态下的应力、变形分布情况,并求得胀套结构与保护套筒之... 详细信息
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核电厂燃料抓取机抗震分析及其设计改进
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机械设计与制造 2016年 第8期 204-206页
作者: 钱浩 李晨 任文俊 谢永诚 上海核工程研究设计院工程设备所 上海200233
核电厂燃料抓取机为抗震II类设备,需满足抗震要求。基于ANSYS和反应谱分析法对系列形式的燃料抓取机进行了详细建模和抗震分析,并对结构的应力进行了组合和评定。抗震分析时考虑了大小车地震载荷作用下马达反向驱动力或摩擦力不足导致... 详细信息
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核电厂管道振动原因分析及对策
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噪声与振动控制 2015年 第3期35卷 208-210页
作者: 胡士光 沈小要 上海核工程研究设计院工程设备所 上海200233
管道是核电厂主要的组成部份。核电厂管道的振动往往引起管道的振动疲劳,长期积累致使管道开裂,严重时核电厂被迫停堆检修,甚至造成灾难性事故。为了减少此类事件的发生,本文总结了诱发核电厂管道振动的主要原因,有旋转设备的振动、水... 详细信息
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基于主曲线方法确定2.25Cr-1Mo钢韧脆转变区的断裂韧度
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机械工程材料 2015年 第1期39卷 98-101,106页
作者: 惠虎 王佳欢 王仙河 曹昱澎 杨帆 华东理工大学 承压系统安全科学教育部重点实验室上海200237 博斯特(上海)有限公司 上海201613 上海核工程研究设计院工程设备所 上海200233
针对运行了20万h的加氢反应器接管弯头材料2.25Cr-1Mo钢,测试了其低温拉伸性能、夏比V型缺口冲击功及断裂韧性;在此基础上,得到了其主曲线的参考温度,通过进一步预测得到了该钢在整个韧脆转变区的断裂韧度分布。结果表明:2.25Cr-1Mo钢... 详细信息
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用RT_(T_0)取代RT_(NDT)分析国产某核压力容器压力-温度限值曲线的效益
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核技术 2014年 第7期37卷 72-78页
作者: 曹昱澎 贺寅彪 惠虎 李辉 轩福贞 华东理工大学承压系统与安全教育部重点实验室 上海200237 上海核工程研究设计院工程设备所 上海200233
ASME规范和美国联邦法规规定了核反应堆压力容器(Reactor pressure vessel,RPV)在正常启、停堆过程中及水压试验时的压力和温度限值,2013年版ASME规范直接纳入了Code Case N-629,即同时接受了RTT0和RTNDT两种参考温度表征的材料断裂韧性... 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
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核技术 2013年 第4期36卷 11-16页
作者: 钱浩 徐定耿 杨仁安 梁星筠 上海核工程研究设计院工程设备所 上海200233
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。其为抗震I类设备,须对其进行地震反应分析。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... 详细信息
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LWR压力容器接管考虑环境影响的疲劳计算
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核技术 2013年 第4期36卷 205-211页
作者: 沈睿 曹明 贺寅彪 陶宏新 陈孟 上海核工程研究设计院工程设备所 上海200233
设计阶段考虑环境对疲劳的影响是第三代核电站一回路主设备设计的关键技术之一,本文介绍了ASME规范Code Case N-792对轻水堆(LWR)一级承压设备考虑环境影响疲劳时的环境影响疲劳修正系数(Fen)和应变速率ε'的计算方法。建立反应... 详细信息
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