检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2007年第z1期28卷 40-43,57页

作者：文燕赖旭平段远刚姜峨李光福许斌龚宾中国核动力研究设计院核燃料与材料国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核燃料与材料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燃料与材料国家重点实验室成都610041 上海材料研究所腐蚀实验室200437 中国核动力研究设计院核燃料与材料国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核燃料与材料国家重点实验室成都610041

通过向奥氏体不锈钢中加入适量的氮和降低碳含量,可以提高钢的强度,改善钢的耐腐蚀性能,而基本上不影响钢的塑性和韧性.本文对核工程用304NG控氮不锈钢的应用性能进行了研究,包括材料的基本特性和应力腐蚀、均匀腐蚀等性能.结果表明,国... 详细信息

通过向奥氏体不锈钢中加入适量的氮和降低碳含量,可以提高钢的强度,改善钢的耐腐蚀性能,而基本上不影响钢的塑性和韧性.本文对核工程用304NG控氮不锈钢的应用性能进行了研究,包括材料的基本特性和应力腐蚀、均匀腐蚀等性能.结果表明,国产304NG控氮不锈钢的综合性能满足核工程需求,与国外同类产品处于同一水平.

关键词： 304NG控氮不锈钢堆内构件腐蚀性能

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反应堆堆内构件压紧弹簧弯曲刚度计算方法研究

反应堆堆内构件压紧弹簧弯曲刚度计算方法研究

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2007中国科协年会专题论坛暨第四届湖北科技论坛

作者：郑连纲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

在反应堆堆内构件压紧弹簧刚度计算中,弯曲剐度的计算相对于压缩刚度计算要复杂得多,本文提出并比较了3种弯曲刚度计算方法,同时应用这几种计算方法对某核电站反应堆压力容器堆内构件压紧弹簧结构进行了弯曲刚度的计算。结果表明:3种计... 详细信息

在反应堆堆内构件压紧弹簧刚度计算中,弯曲剐度的计算相对于压缩刚度计算要复杂得多,本文提出并比较了3种弯曲刚度计算方法,同时应用这几种计算方法对某核电站反应堆压力容器堆内构件压紧弹簧结构进行了弯曲刚度的计算。结果表明:3种计算方法的计算结果非常吻合,其中,对于简单的线性分析问题可采用二维模型计算方法,方法简便且计算效率高;对于具有非线性分析的情况,如存在接触的问题,则应采用后两种方法。

关键词：压紧弹簧弯曲刚度压缩刚度

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反应堆堆内构件压紧弹簧弯曲刚度计算方法研究

反应堆堆内构件压紧弹簧弯曲刚度计算方法研究

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中国核学会2007年学术年会

作者：郑连纲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

对于反应堆堆内构件压紧弹簧的压缩刚度计算,通常采用二维轴对称模型,计算中模型上施加单位位移或单位力,根据简单的理论公式求得压缩刚度值,方法简便易行,已经广泛应用与工程设计分析之中。相对于压缩刚度的计算,求解压紧弹簧的弯曲刚... 详细信息

对于反应堆堆内构件压紧弹簧的压缩刚度计算,通常采用二维轴对称模型,计算中模型上施加单位位移或单位力,根据简单的理论公式求得压缩刚度值,方法简便易行,已经广泛应用与工程设计分析之中。相对于压缩刚度的计算,求解压紧弹簧的弯曲刚度要复杂得多,主要是载荷施加及后续结果数据的处理,而且有时还必须建立三维有限元模型才能进行弯曲刚度的计算。

关键词：压紧弹簧压缩刚度反应堆堆内构件弯曲刚度

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核反应堆数值计算与粒子输运专业回顾与发展

核反应堆数值计算与粒子输运专业回顾与发展

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全国计算机物理学会第六届年会和学术交流会

作者：李冬生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

中国核学会计算物理学会反应堆数值计算与粒子输运专业委员会成立于1983年, 挂靠在中核集团中国核动力研究设计院。反应堆数值计算与粒子输运专业委员会现由18 人组成。专业委员会坚持每两年召开一次学术交流会。

关键词：核反应堆反应堆物理粒子输运数值计算

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超临界压水堆候选包壳材料评价

超临界压水堆候选包壳材料评价

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中国核学会核材料分会2007年度学术交流会

作者：蒋有荣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

本文调研了超临界压水堆和高温气冷堆材料及其应用性能,对超临界压水堆候选包壳材料进行了评价。在超临界压水堆中,当冷却剂出口温度低于380·时,可以考虑使用中子吸收截面低的锆合金;当冷却剂出口温度高于380·时,可以选择不... 详细信息

本文调研了超临界压水堆和高温气冷堆材料及其应用性能,对超临界压水堆候选包壳材料进行了评价。在超临界压水堆中,当冷却剂出口温度低于380·时,可以考虑使用中子吸收截面低的锆合金;当冷却剂出口温度高于380·时,可以选择不锈钢和镍基合金,不锈钢可以考虑 SUS316、SUS310S 以及改进型奥氏体钢,镍基合金可以考虑 Inconel600及 Inconel690。

关键词：超临界压水堆包壳材料评价

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堆芯筒体裂纹三维断裂力学有限元法与工程方法对比研究

堆芯筒体裂纹三维断裂力学有限元法与工程方法对比研究

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2007中国科协年会专题论坛暨第四届湖北科技论坛

作者：郑斌孙英学臧峰刚杨宇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

本文通过 ABAQUS 程序对反应堆压力容器筒体裂纹进行了三维断裂力学有限元分析,计算了其在 PTS 瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子并进行了评定。同时,与工程分析方法计算的结果进行了比较,结果表明:工程分析方法在 PTS 计算分析时较三... 详细信息

本文通过 ABAQUS 程序对反应堆压力容器筒体裂纹进行了三维断裂力学有限元分析,计算了其在 PTS 瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子并进行了评定。同时,与工程分析方法计算的结果进行了比较,结果表明:工程分析方法在 PTS 计算分析时较三维断裂力学有限元分析保守。

关键词：反应堆压力容器断裂力学有限元