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机构

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作者

  • 22 篇 张毅雄
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  • 17 篇 卢岳川
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语言

  • 323 篇 中文
检索条件"机构=中国核动力研究院核反应堆系统设计国家级重点实验室"
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孔板诱发管道流致振动响应的计算方法研究
孔板诱发管道流致振动响应的计算方法研究
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第十五届全国反应堆结构力学大会
作者： 姜乃斌 毛庆 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
孔板对流体的扰动会导致局部回流和漩涡的出现,引起管内的局部压力脉动,从而造成管道系统出现振动和噪声,严重情况下会导致结构开裂和流体泄漏.本工作利用孔板诱发流体脉动压力的试验测量结果,采用ANSYS软件的随机振动分析功能,对孔板... 详细信息
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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
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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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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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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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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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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
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