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用逐点插入法自动生成全四边形的自适应有限元网格被引量：13: 1; 作者窦一康《计算力学学报》 EI CAS CSCD 1997年第3期317-323,共7页; 本文给出一种有限元网格全自动划分的方法。方法包括三部分：１）用单元尺寸场控制生成网格的疏密分布；２）用基于Ｄｅｌａｕｎａｙ三角化过程的逐点插入法生成纯三角形网格；３）将三角形网格转化为全四边形网格。相应的网格生成器具... 展开更多; 关键词有限元网络自动生成逐点插入全四边形网格; 在线阅读下载PDF 职称材料

核电厂运行许可证延续(OLE)安全监管的对策被引量：17: 2; 作者龚嶷崔满满 +3 位作者窦一康韩镇辉石秀强邹建平《核安全》 2015年第1期1-11,共11页; 核电厂在运行许可证到期前须为延续还是退役做出决策,从经济角度而言前者显然是最佳选择,并且根据国外经验的确存在较大可能性。目前国际上主流的核电厂运行许可证延续安全监管策略主要分为美国的执照更新体系以及国际原子能机构的长期... 展开更多; 关键词核电厂寿命管理运行许可证延续执照更新长期运行; 在线阅读下载PDF 职称材料

核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发被引量：2: 3; 作者谢永诚徐雪莲 +1 位作者窦一康贺寅彪《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第S2期673-675,共3页; 根据IAEA系统化老化管理的理念和USNRC以执照更新为核心的老化管理方法出发,论述了核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发中需要考虑的要素。从法规体系、设备老化管理的基本要求、主要老化机理分析、文件体系审查及两种老化管理模式的... 展开更多; 关键词核电厂反应堆压力容器老化管理大纲; 在线阅读下载PDF 职称材料

压水堆堆内构件老化评估方法及其应用被引量：2: 4; 作者孟凡江石秀强 +3 位作者窦一康张翟许锋胡正林《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第5期697-703,共7页; 本文介绍了压水堆堆内构件老化分析评定方法。该方法通过建立老化机理筛选准则、初步分类、堆内构件的故障模式、影响及危害分析(FMECA)以及识别主要潜在老化部件等步骤,最终完成堆内构件老化程度的评估。老化评估结果为堆内构件的老化... 展开更多; 关键词堆内构件筛选准则 FMECA 老化评估; 在线阅读下载PDF 职称材料

核电厂主蒸汽管道材料断裂韧性试验三维数值模拟研究被引量：1: 5; 作者张旭窦一康梁兵兵《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2016年第1期74-78,共5页; 基于商用软件ABAQUS对国产化主蒸汽管道材料P11合金钢的断裂韧性试验中起裂前的加载过程进行了精细的三维数值模拟,对含侧槽和光滑侧面2种标准CT试样结构进行建模分析,获得加载过程中裂纹前沿的塑性区、应力场和J积分的三维精细分布及... 展开更多; 关键词国产化P11合金钢有限元三维模拟断裂韧性试验侧槽结构应力应变场; 在线阅读下载PDF 职称材料

美国核电厂GALL报告解读被引量：14: 6; 作者龚嶷窦一康《核安全》 2014年第2期88-94,共7页; GALL报告是美国NRC颁布的用于指导审查核电厂执照更新申请的技术文件,它采用表单化形式,从具体的构筑物与部件层面出发,详细记录了材料、环境、老化效应与机理、老化管理大纲间逐一对应的关系。基于文献调研与分析,从开发背景、发展历... 展开更多; 关键词核电厂老化管理 GALL报告执照更新申请执照更新申请审查; 在线阅读下载PDF 职称材料

秦山核电厂反应堆压力容器水压试验应变测量与分析: 7; 作者曲家棣王佩珠 +4 位作者谢世球陈仁锠盛贤科窦一康赵卫良《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1994年第1期1-10,5,共10页; 对秦山核电厂反应堆压力容器出厂水压试验测点布置作了说明,与一回路系统水压试验位移测量的主要结果作了分析对比,给出了实测载荷与主螺栓测试数据,讨论了表征密封性能的法兰转动,认为出厂水压试验此项结果有错.; 关键词反应堆压力容器水压试验应变; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名用逐点插入法自动生成全四边形的自适应有限元网格被引量：13: 1; 作者窦一康; 机构上海核工程研究设计院; 出处《计算力学学报》 EI CAS CSCD 1997年第3期317-323,共7页; 文摘本文给出一种有限元网格全自动划分的方法。方法包括三部分：１）用单元尺寸场控制生成网格的疏密分布；２）用基于Ｄｅｌａｕｎａｙ三角化过程的逐点插入法生成纯三角形网格；３）将三角形网格转化为全四边形网格。相应的网格生成器具有良好的用户界面。只须最小限度的边界描述即可自由、快速地生成单元形状良好、疏密分布任意的网格。; 关键词有限元网络自动生成逐点插入全四边形网格; 分类号 TB115 [理学—应用数学] O242.21 [理学—计算数学]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名核电厂运行许可证延续(OLE)安全监管的对策被引量：17: 2; 作者龚嶷崔满满窦一康韩镇辉石秀强邹建平; 机构上海核工程研究设计院; 出处《核安全》 2015年第1期1-11,共11页; 基金国家科技重大专项子课题课题编号2010ZX06004-018-2; 文摘核电厂在运行许可证到期前须为延续还是退役做出决策,从经济角度而言前者显然是最佳选择,并且根据国外经验的确存在较大可能性。目前国际上主流的核电厂运行许可证延续安全监管策略主要分为美国的执照更新体系以及国际原子能机构的长期运行体系两种。前者在40年运行执照到期前,通过递交申请以证明机组当前及今后的安全性,从而力争使执照得以更新并延长20年;后者则以每10年一次的定期安全审查为基础,评判是否批准机组在下一个10年内继续运行。本文通过对以上两大体系的比较研究并结合我国实际情况,就两种体系对我国的适用性提出建议,以作为我国核电厂运行许可证延续可行性研究的参考依据,进而为国家核安全局制定我国相关监管要求提供技术支撑。; 关键词核电厂寿命管理运行许可证延续执照更新长期运行; Keywords nuclear power plants plant life management（PLiM） operating license extension（OLE） license renewal（LR） long term operation（LTO）; 分类号 X946 [环境科学与工程—安全科学]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发被引量：2: 3; 作者谢永诚徐雪莲窦一康贺寅彪; 机构上海核工程研究设计院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第S2期673-675,共3页; 文摘根据IAEA系统化老化管理的理念和USNRC以执照更新为核心的老化管理方法出发,论述了核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发中需要考虑的要素。从法规体系、设备老化管理的基本要求、主要老化机理分析、文件体系审查及两种老化管理模式的适用性等角度,全面叙述了反应堆压力容器老化管理大纲开发中涉及的内容。以典型核电厂反应堆压力容器为例,给出老化管理大纲的工程应用实例。; 关键词核电厂反应堆压力容器老化管理大纲; Keywords nuclear power plant reactor pressure vessel aging management program; 分类号 TM623 [电气工程—电力系统及自动化]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名压水堆堆内构件老化评估方法及其应用被引量：2: 4; 作者孟凡江石秀强窦一康张翟许锋胡正林; 机构上海核工程研究设计院中核核电运行管理有限公司; 出处《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第5期697-703,共7页; 文摘本文介绍了压水堆堆内构件老化分析评定方法。该方法通过建立老化机理筛选准则、初步分类、堆内构件的故障模式、影响及危害分析(FMECA)以及识别主要潜在老化部件等步骤,最终完成堆内构件老化程度的评估。老化评估结果为堆内构件的老化管理奠定基础。该老化评估方法已首次成功应用于秦山CNP320机组和CNP650机组堆内构件的老化评估。; 关键词堆内构件筛选准则 FMECA 老化评估; Keywords Reactor internals Screening criteria FMECA Ageing evaluation; 分类号 TL341 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名核电厂主蒸汽管道材料断裂韧性试验三维数值模拟研究被引量：1: 5; 作者张旭窦一康梁兵兵; 机构上海核工程研究设计院上海发电设备成套设计研究院; 出处《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2016年第1期74-78,共5页; 文摘基于商用软件ABAQUS对国产化主蒸汽管道材料P11合金钢的断裂韧性试验中起裂前的加载过程进行了精细的三维数值模拟,对含侧槽和光滑侧面2种标准CT试样结构进行建模分析,获得加载过程中裂纹前沿的塑性区、应力场和J积分的三维精细分布及变化规律.开展了SA335P11合金钢材料含侧槽结构试样的断裂韧性试验,试验中载荷线位移响应曲线与有限元分析结果具有很好的一致性,验证了数值分析的有效性.通过有限元和试验相结合的方式,确定了延性金属材料试样采用光滑侧面结构是导致其试验过程中难以起裂的主要原因,含侧槽结构试样能为裂纹尖端提供有效约束,使得裂纹前沿附近区域的塑性区尺寸、局部J积分和张开应力分布更加均匀,对优化延性金属材料断裂韧性试验作用明显.; 关键词国产化P11合金钢有限元三维模拟断裂韧性试验侧槽结构应力应变场; Keywords localized Pll alloy steel 3D finite element analysis fracture toughness test side-groovestructure~ stress strain field; 分类号 TL353 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名美国核电厂GALL报告解读被引量：14: 6; 作者龚嶷窦一康; 机构上海核工程研究设计院; 出处《核安全》 2014年第2期88-94,共7页; 基金国家科技重大专项子课题子课题编号2010ZX06004-018-2; 文摘 GALL报告是美国NRC颁布的用于指导审查核电厂执照更新申请的技术文件,它采用表单化形式,从具体的构筑物与部件层面出发,详细记录了材料、环境、老化效应与机理、老化管理大纲间逐一对应的关系。基于文献调研与分析,从开发背景、发展历史、内容框架、应用情况等方面介绍了GALL报告的基本信息,应是我国对该文件的首次全面解读,对我国建立核电厂老化管理大纲及有关核电厂延寿的核安全监管法规具有重要参考价值。; 关键词核电厂老化管理 GALL报告执照更新申请执照更新申请审查; Keywords nuclear power plant aging management generic aging lessons learned（GALL）report license renewal application license renewal application review; 分类号 X946 [环境科学与工程—安全科学]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名秦山核电厂反应堆压力容器水压试验应变测量与分析: 7; 作者曲家棣王佩珠谢世球陈仁锠盛贤科窦一康赵卫良; 机构上海核工程研究设计院; 出处《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1994年第1期1-10,5,共10页; 文摘对秦山核电厂反应堆压力容器出厂水压试验测点布置作了说明,与一回路系统水压试验位移测量的主要结果作了分析对比,给出了实测载荷与主螺栓测试数据,讨论了表征密封性能的法兰转动,认为出厂水压试验此项结果有错.; 关键词反应堆压力容器水压试验应变; Keywords RPV hydrostatic test of primary system flange rotation strain measurement; 分类号 TL351.6 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

	题名	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	用逐点插入法自动生成全四边形的自适应有限元网格	窦一康	《计算力学学报》 EI CAS CSCD	1997	13	在线阅读下载PDF 职称材料
2	核电厂运行许可证延续(OLE)安全监管的对策	龚嶷崔满满窦一康韩镇辉石秀强邹建平	《核安全》	2015	17	在线阅读下载PDF 职称材料
3	核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发	谢永诚徐雪莲窦一康贺寅彪	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2008	2	在线阅读下载PDF 职称材料
4	压水堆堆内构件老化评估方法及其应用	孟凡江石秀强窦一康张翟许锋胡正林	《核科学与工程》 CSCD 北大核心	2017	2	在线阅读下载PDF 职称材料
5	核电厂主蒸汽管道材料断裂韧性试验三维数值模拟研究	张旭窦一康梁兵兵	《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心	2016	1	在线阅读下载PDF 职称材料
6	美国核电厂GALL报告解读	龚嶷窦一康	《核安全》	2014	14	在线阅读下载PDF 职称材料
7	秦山核电厂反应堆压力容器水压试验应变测量与分析	曲家棣王佩珠谢世球陈仁锠盛贤科窦一康赵卫良	《核科学与工程》 CSCD 北大核心	1994	0	在线阅读下载PDF 职称材料