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检索条件"机构=中国核动力院核反应堆系统设计技术重点实验室"
2972 条 记 录,以下是2841-2850 订阅
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反应堆压力容器及蒸汽发生器不符合项分析技术
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原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 645-647页
作者: 郑连纲 杨宇 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
反应堆压力容器及蒸汽发生器等设备的加工生产过程中,经常会因各种原因使产品出现与设计不符之处,即产生不符合项。经分析验证后可知,其中大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的。本工作总结核电站反应堆压力容器及蒸汽发生... 详细信息
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大亚湾核电站换料水箱底板渗漏分析与评估
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原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 648-651页
作者: 卢岳川 吴万军 臧峰刚 孙英学 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
2006年9月发现大亚湾核电站2号机组换料水箱底板底部有微量水渗出。本工作通过地震分析、应力计算、断裂力学分析,对发现渗漏的大亚湾核电站2号机组换料水箱进行分析与评估。
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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
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原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 618-621页
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... 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
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原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 652-655页
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60 a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60 a寿期末反应堆压力容器结... 详细信息
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核动力装置的设计过程能力研究
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核动力工程 2008年 第S1期29卷 18-21页
作者: 许川 王艳霞 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
通过对设计过程能力的基本概念的理解,分析了设计过程能力的影响因素和各影响因素的组成内容,并尝试建立了设计过程能力的动态管理系统设计过程能力的评价模型,从而分析影响核动力装置设计质量的主要原因和对策,明确了下一步工作的重点
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支承间隙对辅助管道地震分析的影响
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原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 597-601页
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。通过对大亚湾核电站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... 详细信息
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管道布置对核电站主系统抗震性能的影响
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原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 397-400页
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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反应堆压力容器出口接管力学分析
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原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 505-508页
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... 详细信息
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焊接残余应力有限元分析技术研究
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原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 593-596页
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
本文以岭澳核电站控制棒驱动机构(CRDM)耐压壳Ω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... 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
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原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 407-410页
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取存在的问题,同时又考虑了非线性因素。
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