检索结果-内蒙古大学图书馆

华北电力大学学报（自然科学版） 2012年第6期39卷 105-108页

作者：韩静茹陈义学袁龙军胡建军华北电力大学核科学与工程学院北京102206 环境保护部核与辐射安全中心北京100082 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610041

采用欧洲活化程序EASY-2007对C276的活化特性进行了活化计算与分析。计算所需中子能谱选取总中子通量约为2.47×1016n/cm2/s的瓦特裂变谱,辐照时间选取了0.5年、1年和1.5年三种情况。活化计算结果包括辐照停堆后不同冷却时间内C276... 详细信息

采用欧洲活化程序EASY-2007对C276的活化特性进行了活化计算与分析。计算所需中子能谱选取总中子通量约为2.47×1016n/cm2/s的瓦特裂变谱,辐照时间选取了0.5年、1年和1.5年三种情况。活化计算结果包括辐照停堆后不同冷却时间内C276活化产生的放射性活度、衰变余热及接触剂量率等。另外,本文将C276的活化特性与Zr-4及M5包壳材料作了初步的比较分析。结果表明,从中子活化角度看,C276与Zr-4相比并没有优势,但与M5相比还是有一定优势存在的。

关键词： C276 包壳中子辐照活化

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

压水堆核电厂上支承柱焊接变形的分析与控制

引用

焊接技术 2018年第2期47卷 73-77页

作者：王庆田余志伟冷晓春陈忻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 上海第一机床厂上海201306

介绍了压水堆核电厂堆内构件上支承柱的变径的结构特征以及焊接变形的控制难点,在吸取M310核电厂焊接经验的基础上,本文针对三代压水堆核电厂反应堆堆内构件上支承柱的焊接提出一些防变形的控制措施,包括设计和焊接工艺措施,将上述措施... 详细信息

介绍了压水堆核电厂堆内构件上支承柱的变径的结构特征以及焊接变形的控制难点,在吸取M310核电厂焊接经验的基础上,本文针对三代压水堆核电厂反应堆堆内构件上支承柱的焊接提出一些防变形的控制措施,包括设计和焊接工艺措施,将上述措施应用到上支承柱的焊接上,焊接结果满足设计要求。

关键词：核电厂上支承柱焊接变形分析与控制

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

核辅助系统管道LOCA分析方法研究

核辅助系统管道LOCA分析方法研究

引用

第十六届全国反应堆结构力学会议

作者：何风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成都 610041

反应堆冷却剂系统发生失水事故(LOCA)时,会诱发核辅助系统管道运动产生惯性效应和牵连位移效应.本文采用通用有限元分析软件ANSYS和专用管道力学分析软件SYSPIPE,对这两种动力效应进行分析(即核辅助管道LOCA分析).结果表明:相对于SYSPIP... 详细信息

反应堆冷却剂系统发生失水事故(LOCA)时,会诱发核辅助系统管道运动产生惯性效应和牵连位移效应.本文采用通用有限元分析软件ANSYS和专用管道力学分析软件SYSPIPE,对这两种动力效应进行分析(即核辅助管道LOCA分析).结果表明:相对于SYSPIPE软件,采用ANSYS软件的瞬态动力分析功能能够更加准确地模拟核辅助系统管道LOCA动力效应.同时通过对获得的LOCA惯性效应、牵连位移效应以及惯性效应和牵连位移效应的组合效应进行比较后认为:在进行核辅助管道事故工况应力分析评定时如果完全忽略LOCA惯性效应产生的一次应力的分析方法是不合理的;如果考虑LOCA发生概率,采用LOCA牵连位移效应产生的二次应力弥补惯性效应产生的一次应力的分析方法从可靠性方面讲是比较合理的;为了能更真实地模拟核辅助管道LOCA动力效应,应真实考虑LOCA惯性效应和牵连位移效应,从确定论上保证在发生LOCA事故时核辅助管道的安全.

关键词：失水事故核辅助管道管道力学惯性效应牵连位移效应耦合效应应力分析

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

核安全级DCS应用软件代码配置管理研究

引用

现代计算机 2022年第21期28卷 52-57页

作者：张子鹏魏新宇张晨昊李旺西安交通大学核科学与技术学院西安710049 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成都610213

核电厂安全级DCS系统结构复杂,冗余度高。系统内部按照实现的功能不同,分为各种功能站点,例如控制站、传输站、安全显示站和网关站等。在设计开发过程中,各功能站的应用软件一般在一个工程文件中同步开发,功能站之间相互关联。提出的依... 详细信息

核电厂安全级DCS系统结构复杂,冗余度高。系统内部按照实现的功能不同,分为各种功能站点,例如控制站、传输站、安全显示站和网关站等。在设计开发过程中,各功能站的应用软件一般在一个工程文件中同步开发,功能站之间相互关联。提出的依托于核电厂数字化安全级仪控系统(NASPIC平台)的核安全级DCS应用软件代码的配置管理策略,可以较好地控制安全级DCS代码版本,满足设计开发和使用要求。

关键词：核安全级DCS 应用软件代码配置管理华龙一号

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

反应堆压力容器及蒸汽发生器不符合项分析技术

反应堆压力容器及蒸汽发生器不符合项分析技术

引用

第十五届全国反应堆结构力学大会

作者：郑连纲杨宇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重点实验室四川成都 610041

在反应堆压力容器及蒸汽发生器等设备的加工生产过程中,经常会因各种原因使产品出现与设计不符之处,即产生不符合项,经分析验证后可知,其中大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的.本工作总结核电站反应堆压力容器及蒸汽发生器... 详细信息

在反应堆压力容器及蒸汽发生器等设备的加工生产过程中,经常会因各种原因使产品出现与设计不符之处,即产生不符合项,经分析验证后可知,其中大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的.本工作总结核电站反应堆压力容器及蒸汽发生器易发生的部分不符合项的类型及处理方式,同时针对各类不符合项给出相应的力学分析方法.

关键词：压力容器蒸汽发生器反应堆不符合项

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

热轧参数对大口径厚壁316LN不锈钢管组织和性能的影响研究

引用

热加工工艺 2016年第9期45卷 48-51页

作者：罗毅军陈海涛何昌明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610041 钢铁研究总院特殊钢研究所北京100081 四川三洲川化机核能设备制造有限公司技术工艺部四川成都610300

使用皮尔格管材轧机在不同轧制变形量和轧制温度下热轧生产了大口径厚壁316LN不锈钢管,采用光学显微镜观察了热轧态管材和固溶态管材的显微组织,采用万能试验机测定了固溶态管材的室温拉伸力学性能。结果表明:提高轧制变形量能促进热轧... 详细信息

使用皮尔格管材轧机在不同轧制变形量和轧制温度下热轧生产了大口径厚壁316LN不锈钢管,采用光学显微镜观察了热轧态管材和固溶态管材的显微组织,采用万能试验机测定了固溶态管材的室温拉伸力学性能。结果表明:提高轧制变形量能促进热轧过程中动态再结晶的形核过程,细化动态再结晶晶粒;提高热轧温度能促进热轧过程中动态再结晶的长大过程,粗化动态再结晶晶粒;不完全动态再结晶的热轧管材在固溶热处理过程中会发生已再结晶晶粒的异常长大,产生混晶,降低力学性能;提高轧制变形量和降低轧制温度可以细化固溶态管材的晶粒尺寸,提高力学性能。

关键词：大口径厚壁管 316LN不锈钢管热轧再结晶力学性能

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

浅探管道布置对核电站主系统抗震性能的影响

浅探管道布置对核电站主系统抗震性能的影响

引用

第十五届全国反应堆结构力学大会

作者：艾红雷刘文进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 610041

核电站反应堆冷却剂系统地震分析是核电设计中一项十分重要的工作.主管道布置对系统的抗震性能有一定影响,本工作利用数值计算方法对该问题进行初步研究分析,得到了对实际工程有参考意义的结论.

关键词：核电站地震分析管道布置数值计算

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

秦山二期扩建工程稳压器波动管热分层应力及疲劳分析

秦山二期扩建工程稳压器波动管热分层应力及疲劳分析

引用

中国核学会2009年学术年会

作者：余晓菲张毅雄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成都 610041

稳压器波动管内流体的温度分层引起管壁温度分层,从而在管道截面产生整体弯曲应力和局部热应力,以及管道系统超过预期的位移和支撑载荷.文章将稳压器波动管热分层这样一个复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题,利用SYSTUS ... 详细信息

稳压器波动管内流体的温度分层引起管壁温度分层,从而在管道截面产生整体弯曲应力和局部热应力,以及管道系统超过预期的位移和支撑载荷.文章将稳压器波动管热分层这样一个复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题,利用SYSTUS 程序和ROCOCO 程序对秦山二期扩建工程的稳压器波动管热分层应力及疲劳开展了深入的分析研究.根据分析结果,给出了在考虑热分层情况下管道上最大应力和疲劳使用系数、稳压器波动管由于热分层效应在主管道波动管接管和稳压器波动管接管产生的接管载荷,以及稳压器波动管对应支撑位置的位移.

关键词：核电工程稳压器波动管热分层疲劳分析应力分析

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

支承间隙对辅助管道地震分析影响研究

支承间隙对辅助管道地震分析影响研究

引用

第十五届全国反应堆结构力学大会

作者：吴万军刘文进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 610041

在对核电站辅助管道进行地震应力分析时,通常忽略管道与支承间的间隙,但对于非固定约束的支承,管道与支承间的间隙是客观存在的.通过对大亚湾PTR335-3/4″管道在地震载荷下,考虑支承间隙和不考虑支承间隙时的计算结果进行对比分析,研究... 详细信息

在对核电站辅助管道进行地震应力分析时,通常忽略管道与支承间的间隙,但对于非固定约束的支承,管道与支承间的间隙是客观存在的.通过对大亚湾PTR335-3/4″管道在地震载荷下,考虑支承间隙和不考虑支承间隙时的计算结果进行对比分析,研究了支承间隙对辅助管道地震应力的影响.结果表明,在地震载荷下,支承间隙对管道的应力分布、极大值的位置及大小均有较大影响,因此,在对辅助管道进行地震应力分析时,应充分考虑支承间隙存在的影响.

关键词：核电站辅助管道地震应力分析支承间隙

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

大亚湾核电站换料水箱底板渗漏分析与评估

大亚湾核电站换料水箱底板渗漏分析与评估

引用

第十五届全国反应堆结构力学大会

作者：卢岳川吴万军臧峰刚孙英学刘文进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 610041

2006年9月发现大亚湾2号机组换料水箱底板底部有微量水渗出,本工作通过地震分析、应力计算、断裂力学分析对发现渗漏的大亚湾2号机组换料水箱进行分析与评估.

关键词：核电站换料水箱底板渗漏分析

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：

通借通还

建议与咨询 留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案： 新增检索档案 确定 取消

请选择收藏分类： 新增自定义分类 确定 取消

通借通还

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：