检索结果-内蒙古大学图书馆

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

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弯管内拱壁含环向贯穿裂纹的极限载荷分析研究

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机械 2005年第9期32卷 4-6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四川成都610041

含环向贯穿裂纹的弯管在受平面弯矩时明显地降低了其极限载荷,因此对含裂纹弯管的极限载荷研究是很有必要的。研究工作涉及了基于不同的裂纹角度、壁厚以及平均弯曲半径的弯管,进而比较了这些因素对弯管极限载荷的影响。利用ABAQUS软件... 详细信息

含环向贯穿裂纹的弯管在受平面弯矩时明显地降低了其极限载荷,因此对含裂纹弯管的极限载荷研究是很有必要的。研究工作涉及了基于不同的裂纹角度、壁厚以及平均弯曲半径的弯管,进而比较了这些因素对弯管极限载荷的影响。利用ABAQUS软件对弯管进行三维有限元分析,得到了弯矩与末端转动曲线,以及用TES(Twice-elasticslope)方法得到每种情况的极限载荷值,该值与现有的部分工程方法进行了对比分析。结果表明,在大多数情况下工程法相对于有限元法保守。

关键词：弯管裂纹极限载荷

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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.

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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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

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，一、二次侧存在温差，以及U型管存在高度差。同时采用CFD方法验证了理论分析的结果。

关键词：低流量条件管式蒸汽发生器流动特性计算流体动力学

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加压热冲击下压水反应堆压力容器完整性分析研究及进展

加压热冲击下压水反应堆压力容器完整性分析研究及进展

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第十三届全国反应堆结构力学会议

作者：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)

对压水堆压力容器在加压热冲击下的完整性分析及研究进展进行了简要的介绍,包括不同规范和导则的要求、分析的内容和方法、裂纹尺寸和假设和评价的准则等,对不同规范的保守性也进行了说明与比较.

关键词：反应堆压力容器断裂力学加压热冲击

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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.

关键词：反应堆冷却剂系统地震分析

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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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