检索结果-内蒙古大学图书馆

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.

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

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

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

引用

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：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

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

引用

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

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

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

引用

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... 详细信息

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

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

304L不锈钢代替321不锈钢的可行性研究

引用

核动力工程 2007年第z1期28卷 53-57页

作者：蒋有荣庞华王智博王涛涛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 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 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 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

为了优选反应堆材料,本文对0Cr18Ni10Ti(321)和00cr19Ni10(304L)不锈钢的冶金性能、物理性能、力学性能、腐蚀性能、焊接性能、加工性能进行了对比分析.分析结果表明:304L不锈钢除了拉伸和蠕变强度比321不锈钢低一点外,其余性能在反应... 详细信息

为了优选反应堆材料,本文对0Cr18Ni10Ti(321)和00cr19Ni10(304L)不锈钢的冶金性能、物理性能、力学性能、腐蚀性能、焊接性能、加工性能进行了对比分析.分析结果表明:304L不锈钢除了拉伸和蠕变强度比321不锈钢低一点外,其余性能在反应堆运行工况下比321不锈钢好.在反应堆中304L不锈钢可以替代的321不锈钢.

关键词： 304L不锈钢 321不锈钢性能代替可行性

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

秦山二期工程反应堆压力容器管座焊接设计和工艺研究

引用

核动力工程 2007年第z1期28卷 48-52页

作者：罗英米小琴魏亚东钟元章曹锐张敬才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 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 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 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 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 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

秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有3种类型的管座.重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接没计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响.介绍了焊接工艺中控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施.还根据1#和2#机... 详细信息

秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有3种类型的管座.重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接没计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响.介绍了焊接工艺中控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施.还根据1#和2#机组压力容器制造经验的反馈,吸取国际上容器设计的先进技术,提出了反应堆压力容器管座焊接变形的控制措施.

关键词：秦山二期反应堆压力容器管座焊接

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

含环向贯穿裂纹弯管的J积分研究

引用

核动力工程 2007年第2期28卷 33-37页

作者：黄庆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成都610041

弯管是核级管道的重要组成部分,同时也是比较容易出现裂纹的部位,所以有必要开展含裂纹弯管的断裂力学分析研究,以确保核级管道的结构完整性。本文采用ABAQUS软件,应用三维弹塑性断裂力学有限元方法对含环向贯穿裂纹的弯管进行了研究,... 详细信息

弯管是核级管道的重要组成部分,同时也是比较容易出现裂纹的部位,所以有必要开展含裂纹弯管的断裂力学分析研究,以确保核级管道的结构完整性。本文采用ABAQUS软件,应用三维弹塑性断裂力学有限元方法对含环向贯穿裂纹的弯管进行了研究,得到了含环向贯穿裂纹弯管的J积分的数值分析结果。计算结果表明,弯曲半径对J积分的影响与裂纹的位置无关,与裂纹的大小关系密切。弯曲半径对含小裂纹弯管的J积分的影响并不明显,对含较大裂纹弯管的J积分而言,J积分随着弯曲半径比Rb/R增大而减小。在末端转角相同的情况下,壁厚比R/t与J积分近似成线性关系,即可以通过线性插值的方法进行计算。

关键词：贯穿裂纹弯管 J积分 ABAQUS软件弹-塑性断裂力学有限元

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包开发及验证

引用

核动力工程 2007年第3期28卷 68-71,112页

作者：王连杰姚栋陈炳德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

介绍了基于轻水堆燃料组件参数计算程序和堆芯燃料管理程序开发的铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包。采用西安脉冲堆的实测数据和国外相关研究设计参数对其进行了验证分析。结果表明:本程序包计算值与西安脉冲堆的实测数据及国外设计参... 详细信息

介绍了基于轻水堆燃料组件参数计算程序和堆芯燃料管理程序开发的铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包。采用西安脉冲堆的实测数据和国外相关研究设计参数对其进行了验证分析。结果表明:本程序包计算值与西安脉冲堆的实测数据及国外设计参数符合良好。

关键词：铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包开发验证

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

压水堆结构设计中应注意的问题

引用

核动力工程 2007年第5期28卷 1-4,9页

作者：段远刚许川唐传宝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

根据工程经验,在压水堆结构设计中,应对反应堆的结构布置、功能要求、接口控制、热工水力特性、驱动线性能、结构完整性以及堆内构件的功能准则和堆结构对燃料组件的影响等方面进行综合评价,以确保反应堆的顺利装配,实现反应堆的功能并... 详细信息

根据工程经验,在压水堆结构设计中,应对反应堆的结构布置、功能要求、接口控制、热工水力特性、驱动线性能、结构完整性以及堆内构件的功能准则和堆结构对燃料组件的影响等方面进行综合评价,以确保反应堆的顺利装配,实现反应堆的功能并确保反应堆安全运行。

关键词：压水堆结构设计结构完整性评价

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

一体化先进堆全厂断电事故下非能动余热排出系统能力分析

引用

核动力工程 2007年第6期28卷 80-83页

作者：沈瑾江光明唐钢余红星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

中国核动力研究设计院(NPIC)设计的中国一体化先进堆(CIP)余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5/MOD程序分析计算该堆全厂断电事故后堆芯核功率、堆芯平均温度、一回路和二回路压力,以及非能动余热排出系统功率随时间的变化,论证了非... 详细信息

中国核动力研究设计院(NPIC)设计的中国一体化先进堆(CIP)余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5/MOD程序分析计算该堆全厂断电事故后堆芯核功率、堆芯平均温度、一回路和二回路压力,以及非能动余热排出系统功率随时间的变化,论证了非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析结果表明,CIP在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全。

关键词：一体化先进堆非能动余热排出系统全厂断电事故

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：