期刊导航
期刊开放获取
上海教育软件发展有限公..
期刊文献
+
任意字段
题名或关键词
题名
关键词
文摘
作者
第一作者
机构
刊名
分类号
参考文献
作者简介
基金资助
栏目信息
任意字段
题名或关键词
题名
关键词
文摘
作者
第一作者
机构
刊名
分类号
参考文献
作者简介
基金资助
栏目信息
检索
高级检索
期刊导航
共找到
3
篇文章
<
1
>
每页显示
20
50
100
已选择
0
条
导出题录
引用分析
参考文献
引证文献
统计分析
检索结果
已选文献
显示方式:
文摘
详细
列表
相关度排序
被引量排序
时效性排序
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...
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#焊缝进行了承压热冲击分析,在分析中考虑了小破口失水事故和安全阀误开启这两种最严酷工况。计算结果表明:有限元分析的结果与外国专家推荐方法的计算结果基本吻合,且田湾核电站反应堆压力容器2#焊缝寿期末的脆性转变温度小于最低容许脆性转变温度,能满足防脆断的设计要求。
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...
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管道外表面,而运行过程中的缺陷常出现在内表面区域,在进行安全性评价时焊缝最大残余应力可取为100MPa。
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
题名
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
常亮明
马静娴
王德军
机构
机械科学研究总院核设备安全与可靠性中心
环境保护部
核
与辐射
安全
中心
国家
核
安全
局
出处
《核安全》
2012年第2期46-50,共5页
文摘
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
Keywords
nuclear safety pump
structural integrity
operability
seismic analysis
分类号
TU323.3 [建筑科学—结构工程]
在线阅读
下载PDF
职称材料
题名
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
马静娴
李海龙
机构
环境保护部
核
与辐射
安全
中心
江苏
核
电有限公司
机械科学研究总院核设备安全与可靠性中心
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2015年第9期1619-1623,共5页
文摘
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#焊缝进行了承压热冲击分析,在分析中考虑了小破口失水事故和安全阀误开启这两种最严酷工况。计算结果表明:有限元分析的结果与外国专家推荐方法的计算结果基本吻合,且田湾核电站反应堆压力容器2#焊缝寿期末的脆性转变温度小于最低容许脆性转变温度,能满足防脆断的设计要求。
关键词
田湾核电站
反应堆压力容器
承压热冲击
防脆断
Keywords
Tianwan Nuclear Power Plant
reactor pressure vessel
pressurized thermal shock
resistance to brittle fracture
分类号
TL35 [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
机构
机械科学研究总院核设备安全与可靠性中心
出处
《核安全》
2010年第4期35-39,63,共6页
文摘
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管道外表面,而运行过程中的缺陷常出现在内表面区域,在进行安全性评价时焊缝最大残余应力可取为100MPa。
关键词
反应堆压力容器
主管道
焊缝残余应力
Keywords
nuclear reactor pressure vessel
coolant piping
weld residual stress
分类号
TG441.7 [金属学及工艺—焊接]
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
关于核安全2、3级泵抗震分析中几个关键问题的讨论
初起宝
焦殿辉
常亮明
马静娴
王德军
《核安全》
2012
4
在线阅读
下载PDF
职称材料
2
田湾核电站反应堆压力容器承压热冲击分析
初起宝
刘维平
马静娴
李海龙
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2015
6
在线阅读
下载PDF
职称材料
3
核电厂反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力分析
孙兴见
张树军
马静娴
《核安全》
2010
5
在线阅读
下载PDF
职称材料
已选择
0
条
导出题录
引用分析
参考文献
引证文献
统计分析
检索结果
已选文献
上一页
1
下一页
到第
页
确定
用户登录
登录
IP登录
使用帮助
返回顶部