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[会议论文] 作者：曹明,贺寅彪,
来源：MSC.Software虚拟产品开发(VPD)中国用户大会 年份：2007
使用MSC. Marc 软件对国内某核电站改造项目中使用的特殊机械密封结构进行了有限元分析，对其密封特性有了新的了解。...
[会议论文] 作者：陈仁昌,贺寅彪,
来源：第十届全国反应堆结构力学会议 年份：1998
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[会议论文] 作者：陈仁昌,贺寅彪,
来源：第十届全国反应堆结构力学会议 年份：1998
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[会议论文] 作者：宁冬,贺寅彪,
来源：第十二届全国反应堆结构力学会议 年份：2002
辐照监督管是用于监督反应堆压力容器材料在长期中子辐照后材质变化情况的装置.本文论述了核电厂辐照监督管在运行期间损伤的原因分析,为辐照监督管结构设计的改进提供有参考价值的依据.......
[期刊论文] 作者：廖家麒, 贺寅彪,,
来源：机械工程师 年份：2013
反应堆压力容器作为反应堆冷却剂系统的高压承压边界设备,其密封性能直接影响反应堆运行的安全性和可靠性。为了提高反应堆压力容器密封性能,系统分析了压力容器顶盖法兰锥段...
[期刊论文] 作者：廖剑晖,贺寅彪,,
来源：现代计算机(专业版) 年份：2014
核电设备和部件的动态特性包括其固有频率和相应模态。对于动态特性受支承条件影响的核电设备，将之简化为带接地弹簧的质量一弹簧系统．并分析接地弹簧刚度的变化对该系统动态特......
[期刊论文] 作者：王柏松,贺寅彪,
来源：核科学与工程 年份：1991
本文给出了一种改进的三维等参奇异元并证明了该奇异元在一系列与裂纹面垂直的面上具有r~(-(1/2))的奇异性。本文还将过渡元的概念和 Williams 公式应用于三维问题。实例计算...
[期刊论文] 作者：张万平,贺寅彪,
来源：计算机辅助工程 年份：2006
从疲劳寿命的基本方程和有限元基本原理出发,介绍MSCFatigue分析疲劳寿命的基本流程和方法,并提供工程开发的实例....
[期刊论文] 作者：廖剑晖,贺寅彪,,
来源：机械工程师 年份：2014
以由堆芯吊篮和反应堆压力容器组成的耦合振动系统的扭转振动问题为例，介绍瑞利法求解耦合振动系统固有频率的基本步骤，并利用瑞利法求解该系统的一阶固有频率；通过与精确解的比......
[会议论文] 作者：韩良弼;贺寅彪;,
来源：第十一届全国反应堆结构力学会议 年份：2000
就该事故工况下的压力时程进行了归纳和包络,提出了蒸汽发生器的整体动力分析的简化数学模型,套用ANSYS结构分析程序进行了有限元分析计算,给出了主要部件的最大应力强度和最...
[会议论文] 作者：贺寅彪;曲家棣;,
来源：中国机械工程学会第四届全国压力容器学术会议 年份：1997
该文采用有限元法，建立一个包含一组进出口接管的接管段模型，运用ＡＮＳＹＳ５．２结构分析程序中三维实体单元对模型进行离散，考虑了水压试验和典型异常工况，进行冷态和热态温度场和应力场分析，取......
[会议论文] 作者：曲家棣,贺寅彪,
来源：第十一届全国反应堆结构力学会议 年份：2000
本文从"秦山一期工程作为我国第一座自主设计建造、运行管理的核电站,其基本意义就是一座原型堆"的论点出发,叙述了反应堆压力容器的前期寿命管理和运行反馈研究.从保证设计...
[会议论文] 作者：姚伟达;贺寅彪;,
来源：第十六届全国反应堆结构力学会议 年份：2010
承压容器按分析法设计时要求将评定截面上分出一次应力、二次应力和峰值应力.对于一次应力、二次应力、峰值应力在承压容器规范中均有明确的定义,但是对它的理解却有各种解释...
[会议论文] 作者：贺寅彪,姚伟达,
来源：第八届全国反应堆结构力学会议 年份：1994
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[会议论文] 作者：秦承军,贺寅彪,
来源：第十二届全国反应堆结构力学会议 年份：2002
根据实际工程中多年积累的核级承压设备力学分析、研究和核电厂的运行经验、结合实际的有限元分析软件,对前期的力学分析和评定工作进行方法上的归纳总结和分析推广,初步实现设计分析一体化.以求在今后新的核电厂核级承压设备的设计分析中,通过该软件系统、将多......
[期刊论文] 作者：蒋兴,贺寅彪,张明,
来源：压力容器 年份：2020
以压水堆核电厂承压热冲击分析评定技术研究(PTS确定性分析方法研究项目)为背景,针对核电厂PTS瞬态下RPV下降环腔内热工水力分析问题,基于通用计算流体动力学软件Fluent,采用...
[期刊论文] 作者：陈宇帆,王世杰,贺寅彪,,
来源：压力容器 年份：2016
反应堆压力容器（简称压力容器）在进行安注过程中存在热冲击现象,该现象对压力容器的完整性构成了很大威胁。为了能保证压水堆核电站的安全运行、延长其使用寿命,就必须对压力容......
[会议论文] 作者：贺寅彪,磯崎敏邦,
来源：第十一届全国反应堆结构力学会议 年份：2000
失水事故(LOCA)是在役反应堆压力容器(PRV)最严重的事故工况,当冷的安注水由进口管强行注入PRV筒身的下行水道(downcomer)时,容器内的压力仍维持较高的水平,按照10CFR50.61的定义,这样的事故即为受压热冲击(PTS).本文对秦山300MW核电厂在假想的小LOCA(SB-LOCA)......
[期刊论文] 作者：赵飞云,徐定耿,贺寅彪,,
来源：原子能科学技术 年份：2008
本文针对在ANSYS中建立起来的下泄热交换器下法兰设计载荷下的计算模型,提出一种用初应变法解决下泄热交换器下法兰螺栓预紧力加载的方法。在螺栓三维梁单元参数中定义梁单元...
[期刊论文] 作者：贺寅彪,曹明,姚伟达,
来源：核动力工程 年份：2011
介绍了目前世界各国对轻水堆(LWR)一级承压设备考虑环境疲劳影响的研究现状以及美国核管会(NRC)导则RG1.207对新建核电厂时考虑环境对疲劳分析影响的要求,对于如何在新建核电...
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