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关于核安全2、3级泵抗震分析中几个关键问题的讨论被引量：4: 1; 作者初起宝焦殿辉 +2 位作者常亮明马静娴王德军《核安全》 2012年第2期46-50,共5页; 讨论了核安全2、3级泵在地震、自重、内压和接管等载荷作用下的结构完整性和可运行性评价中的几个关键问题,提出了在抗震分析中采用实体单元代替壳、梁单元并增加局部最大应力的限值,以及对锚固螺栓的完整性校核进行规范等改进建议。; 关键词核级泵结构完整性可运行性抗震分析; 在线阅读下载PDF 职称材料

田湾核电站反应堆压力容器承压热冲击分析被引量：6: 2; 作者初起宝刘维平 +1 位作者马静娴李海龙《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第9期1619-1623,共5页; 反应堆压力容器(RPV)是核反应堆中不可替换的关键设备。田湾核电站在役前检查阶段,发现反应堆压力容器2#焊缝存在超标缺陷,2#焊缝处于堆芯筒体段,属强辐照区。为评价该缺陷的可接受性,采用有限元方法对反应堆压力容器2#焊缝进行了承压... 展开更多; 关键词田湾核电站反应堆压力容器承压热冲击防脆断; 在线阅读下载PDF 职称材料

核电厂反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力分析被引量：5: 3; 作者孙兴见张树军马静娴《核安全》 2010年第4期35-39,63,共6页; 综述了现有的反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力的测试结果和残余应力选取的实践经验。对于反应堆压力容器环焊缝,残余应力沿壁厚呈余弦分布,其最大值可取为60MPa。对于主管道对接环焊缝,最大残余应力区域通常位于在焊缝中心线且靠近... 展开更多; 关键词反应堆压力容器主管道焊缝残余应力; 在线阅读下载PDF 职称材料