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484 篇
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工学
282 篇
核科学与技术
72 篇
电气工程
40 篇
机械工程
28 篇
力学(可授工学、理...
24 篇
材料科学与工程(可...
21 篇
动力工程及工程热...
16 篇
控制科学与工程
13 篇
软件工程
12 篇
计算机科学与技术...
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仪器科学与技术
9 篇
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电子科学与技术(可...
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交通运输工程
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环境科学与工程(可...
2 篇
光学工程
10 篇
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系统科学
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物理学
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数学
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管理学
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管理科学与工程(可...
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公共管理
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经济学
3 篇
应用经济学
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教育学
2 篇
教育学
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1 篇
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主题
25 篇
反应堆
22 篇
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核反应堆
19 篇
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19 篇
核电站
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数值模拟
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压水堆
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有限元分析
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华龙一号
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计算流体力学
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流固耦合
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数字化
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疲劳分析
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应力分析
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pid
机构
273 篇
中国核动力研究设...
83 篇
中国核动力研究设...
76 篇
中国核动力研究设...
64 篇
西安交通大学
33 篇
中国核动力研究设...
21 篇
清华大学
18 篇
国家能源压水反应...
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南华大学
11 篇
哈尔滨工程大学
10 篇
西南交通大学
10 篇
上海交通大学
10 篇
重庆大学
7 篇
中国核动力研究设...
6 篇
大亚湾核电运营管...
5 篇
华北电力大学
5 篇
国家能源海洋核动...
4 篇
中国核动力研究设...
4 篇
哈尔滨工业大学
4 篇
中国核动力研究设...
3 篇
四川省核学会
作者
31 篇
臧峰刚
30 篇
张毅雄
27 篇
王远隆
23 篇
孙英学
22 篇
姚栋
21 篇
郑连纲
19 篇
卢岳川
18 篇
刘文进
16 篇
杨宇
15 篇
毛庆
14 篇
秋穗正
13 篇
王伟
13 篇
苏光辉
13 篇
王侃
12 篇
张虹
12 篇
罗英
11 篇
郑斌
11 篇
许斌
11 篇
周进雄
10 篇
游洲
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484 篇
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"机构=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"
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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
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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
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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
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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.
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
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RPV接管嘴马鞍面缺陷的断裂力学分析
RPV接管嘴马鞍面缺陷的断裂力学分析
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第十五届全国
反应堆
结构力学大会
作者:
郑斌
孙英学
臧峰刚
卢岳川
杨宇
郑连纲
邹鸣中
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
某电厂大修时发现
反应堆
压力容器均在出口接管嘴不锈钢
堆
焊层出现局部表面损伤痕迹,损伤最深处约为1.27mm.本文采用ANSYS程序,依据相应规范,对
反应堆
压力容器出口接管嘴缺陷进行快速断裂力学分析和疲劳裂纹扩展分析.分析内容包含缺陷的...
详细信息
某电厂大修时发现
反应堆
压力容器均在出口接管嘴不锈钢
堆
焊层出现局部表面损伤痕迹,损伤最深处约为1.27mm.本文采用ANSYS程序,依据相应规范,对
反应堆
压力容器出口接管嘴缺陷进行快速断裂力学分析和疲劳裂纹扩展分析.分析内容包含缺陷的包络和假设、应力计算、应力强度因子计算、疲劳裂纹扩展尺寸计算和Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ工况及水压试验工况下的断裂力学分析评估.分析结果满足规范要求.
关键词:
反应堆
压力容器
出口接管嘴
断裂力学
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反应堆
冷却剂
系统
辅助管道缺陷焊缝疲劳分析与评价
反应堆冷却剂系统辅助管道缺陷焊缝疲劳分析与评价
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第十五届全国
反应堆
结构力学大会
作者:
臧峰刚
王伟
刘文进
张毅雄
曾忠秀
杨凯
邹鸣中
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
根据某核电厂
反应堆
冷却剂
系统
辅助管道核1级焊缝的在役检查结果和施工
设计
阶段应力分析结果,确定了疲劳分析与评价的典型缺陷焊缝.依据WRC502的
实验
结果和RCC-M规范,提出了用于疲劳分析的含热(微)裂纹效应的疲劳曲线.在此基础上,对机...
详细信息
根据某核电厂
反应堆
冷却剂
系统
辅助管道核1级焊缝的在役检查结果和施工
设计
阶段应力分析结果,确定了疲劳分析与评价的典型缺陷焊缝.依据WRC502的
实验
结果和RCC-M规范,提出了用于疲劳分析的含热(微)裂纹效应的疲劳曲线.在此基础上,对机组运行5年的瞬变统计次数与
设计
瞬态次数进行了对比
研究
,采用优化疲劳分析方法对典型缺陷焊缝进行了疲劳分析与评价.评价结果表明:辅助管道核1级焊缝在核电厂运行10年内不会发生疲劳失效.
关键词:
反应堆
冷却剂
系统
热裂纹
管道缺陷
疲劳分析
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反应堆
压力容器60a
设计
寿命
研究
中力学性能分析
反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析
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第十五届全国
反应堆
结构力学大会
作者:
杜娟
孙英学
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
四川 成都 610041
本文以百万千瓦级核电站(CNP1000)
反应堆
压力容器为例,分析
研究
了
设计
瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60a
设计
寿命
反应堆
压力容器的影响.针对不同的分析内容,选择
反应堆
压力容器具有代表性的部位,论证了60a寿期末
反应堆
压力容器结构...
详细信息
本文以百万千瓦级核电站(CNP1000)
反应堆
压力容器为例,分析
研究
了
设计
瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60a
设计
寿命
反应堆
压力容器的影响.针对不同的分析内容,选择
反应堆
压力容器具有代表性的部位,论证了60a寿期末
反应堆
压力容器结构的完整性.
关键词:
反应堆
压力容器
设计
寿命
力学性能
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反应堆
冷却剂
系统
非线性地震分析方法
研究
反应堆冷却剂系统非线性地震分析方法研究
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第十五届全国
反应堆
结构力学大会
作者:
张毅雄
姜乃斌
艾红雷
王伟
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
四川 成都 610041
通过理论
研究
并结合
反应堆
冷却剂
系统
中的非线性因素,提出了采用虚拟激励和模态叠加相结合的非线性地震分析方法进行
反应堆
冷却剂
系统
地震分析,该方法能够避免阻尼比选区存在的问题,同时又考虑了非线性因素.
通过理论
研究
并结合
反应堆
冷却剂
系统
中的非线性因素,提出了采用虚拟激励和模态叠加相结合的非线性地震分析方法进行
反应堆
冷却剂
系统
地震分析,该方法能够避免阻尼比选区存在的问题,同时又考虑了非线性因素.
关键词:
反应堆
冷却剂
系统
地震分析
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焊接残余应力有限元分析
技术
研究
焊接残余应力有限元分析技术研究
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第十五届全国
反应堆
结构力学大会
作者:
孙英学
卢岳川
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
四川 成都 610041
本文以岭澳核电站CRDM耐压壳焊接为例,应用ANSYS有限元生死单元
技术
模拟焊接流程,并计算焊接后残余应力的分布,绘制残余应力分布曲线并进行计算结果分析.通过本项目的
研究
,掌握了焊接残余应力的分析
技术
,达到了
研究
目的.
本文以岭澳核电站CRDM耐压壳焊接为例,应用ANSYS有限元生死单元
技术
模拟焊接流程,并计算焊接后残余应力的分布,绘制残余应力分布曲线并进行计算结果分析.通过本项目的
研究
,掌握了焊接残余应力的分析
技术
,达到了
研究
目的.
关键词:
核电站
控制棒驱动机构
焊接残余应力
生死单元
有限元分析
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反应堆
压力容器出口接管力学分析
反应堆压力容器出口接管力学分析
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第十五届全国
反应堆
结构力学大会
作者:
杨雯
郑连纲
杨宇
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
在核电站的运行过程中,
反应堆
压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷.作为保证
反应堆
安全正常运行的重要部件,必须确保
反应堆
压力容器出口接管的完整性.本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应力...
详细信息
在核电站的运行过程中,
反应堆
压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷.作为保证
反应堆
安全正常运行的重要部件,必须确保
反应堆
压力容器出口接管的完整性.本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应力强度和疲劳分析,得到出口接管的应力分布状况、最大应力及疲劳使用系数,并按照相关规范的应力限值对出口接管的计算结果进行评定.评定结果表明,出口接管满足规范的要求.
关键词:
核反应堆
有限元分析
压力容器
应力分析
疲劳分析
来源:
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反应堆
压力容器整体建模数值模拟探索性
研究
反应堆压力容器整体建模数值模拟探索性研究
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第十五届全国
反应堆
结构力学大会
作者:
杨雯
张利民
郑连纲
姜乃斌
张毅雄
臧峰刚
孙英学
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
日本泰科诺斯达株式会社 北京代表处
北京 100098
在
反应堆
压力容器力学分析评定中,由于计算所用的软、硬件设施的原因,以往的做法是把整个结构进行解耦,即把整个结构分解为若干段分别进行应力分析,这个过程中对于边界条件的处理或多或少地会有一些失真,对计算结果的准确性有一定影响....
详细信息
在
反应堆
压力容器力学分析评定中,由于计算所用的软、硬件设施的原因,以往的做法是把整个结构进行解耦,即把整个结构分解为若干段分别进行应力分析,这个过程中对于边界条件的处理或多或少地会有一些失真,对计算结果的准确性有一定影响.本工作通过UG软件建立
反应堆
压力容器整体结构模型,应用TSV(TechnoStarVENUS)综合有限元分析
系统
,开展整体设备超大规模、高效数值模拟
研究
,完成
反应堆
压力容器整体应力分析、变形分析与模态分析
研究
,提高了核级设备力学分析的求解规模和分析效率.
关键词:
反应堆
压力容器
力学分析
数值模拟
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直管环向贯穿裂纹应力强度因子的有限元无网格耦合计算方法
直管环向贯穿裂纹应力强度因子的有限元无网格耦合计算方法
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第十五届全国
反应堆
结构力学大会
作者:
姜乃斌
赵华
柳军
刘成
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
四川 成都 610041
重庆大学 资源及环境科学学院 工程力学系
重庆 400044
在LBB方法的工程应用中,含裂纹管道的断裂力学分析工作是其中的关键
技术
之一.由于无网格法在解决断裂和裂纹扩展等工程问题的独特优势,本工作使用一种先进的有限元和无网格耦合方法进行含环向贯穿裂纹直管的断裂力学分析,以探索一种新...
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在LBB方法的工程应用中,含裂纹管道的断裂力学分析工作是其中的关键
技术
之一.由于无网格法在解决断裂和裂纹扩展等工程问题的独特优势,本工作使用一种先进的有限元和无网格耦合方法进行含环向贯穿裂纹直管的断裂力学分析,以探索一种新的含裂纹管道的工程分析方法.有限元无网格局部彼得罗夫伽辽金耦合方法采用转换矩阵实现了有限元区域与无网格区域的自然耦合,既保证两种区域在交界面上的连续性要求,同时也充分地利用了有限元方法计算效率高、无网格方法计算精度高的优势.用该耦合方法计算了直管环向贯穿裂纹应力强度因子,得到的结果与有限元计算软件ABAQUS的结果一致,验证了该方法的正确性、可行性和有效性.
关键词:
核电站
含裂纹管道
贯穿裂纹
无网格方法
耦合方法
应力强度因子
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