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作者

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语言

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检索条件"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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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
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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
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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.
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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
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含环向贯穿裂纹弯管的断裂力学分析研究
含环向贯穿裂纹弯管的断裂力学分析研究
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第14届全国反应堆结构力学会议
作者： 黄庆 臧峰刚 上海核工程研究设计院 上海200233 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 成都610041
采用ABAQUS软件对含环向贯穿裂纹弯管进行了三维弹塑性断裂力学有限元分析研究.基于计算得到的弯矩与末端转角曲线并采用两倍弹性斜率法和虚拟裂纹扩展法分别得到了含环向贯穿裂纹弯管的极限载荷和J积分.计算结果与已有的计算或试验结... 详细信息
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低流量条件下倒U型管式蒸汽发生器流动特性研究
低流量条件下倒U型管式蒸汽发生器流动特性研究
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第十届全国反应堆热工流体力学会议
作者： 张勇 宋小明 黄伟 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
采用理论分析方法和计算流体动力学(CFD)方法对倒U型管式蒸汽发生器一次侧内的流动特性进行分析研究。从理论上给出倒U型管内压降关系式。分析表明，低流量时，适当条件下倒流可能出现在长管或短管。得出了出现倒流的必要条件：低流量... 详细信息
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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.
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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
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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
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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.
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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
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