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[会议论文] 作者：张明;贺寅彪;徐定耿;谢永诚;,
来源：第十五届全国反应堆结构力学大会 年份：2008
上海核工程研究设计院受中国原子能科学研究院快堆工程部委托,承担中国实验快堆工程堆容器及其内部构件应力分析与评定工作.本文是堆内部构件主要部件的应力分析与评定汇总报...
[期刊论文] 作者：李源, 贺寅彪, 廖剑晖, 黄庆, 沈睿,,
来源：核技术 年份：2013
在AP1000反应堆系统中,很多设备具有承压的功能,其密封性能直接关系到系统能否正常运行,因而密封失效是较之弹塑性失效、疲劳失效等更为基本的失效形式。在ASME规范中采用的...
[期刊论文] 作者：方颖,李辉,惠虎,贺寅彪,李培宁,,
来源：核动力工程 年份：2011
进行了国产A508-Ⅲ钢在韧脆转变区的拉伸实验和夏比冲击实验,获得了A508-III钢在此区域的力学性能和夏比冲击功随温度的变化曲线。以夏比冲击功为28 J或41 J所对应的特征温度...
[会议论文] 作者：贺寅彪, 曲家棣, 窦一康, 秦承军,,
来源： 年份：1997
本文采用有限元法,建立一个包含一组进出口接管的接管段模型,运用ANSYS5．2 结构分析程序中的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...
[期刊论文] 作者：韩良弼,徐金康,周美五,贺寅彪,
来源：中国核科技报告 年份：1998
描述了恰西玛核电站(CHASNUPP)蒸汽发生器海运过程中的结构动力学问题。包括蒸汽发生器的简化数学模型,海浪引起的随机载荷加速度功率谱,承受随机载荷的蒸汽发Describes t...
[期刊论文] 作者：沈睿,曹明,贺寅彪,陶宏新,陈孟,,
来源：核技术 年份：2013
在设计阶段考虑环境对疲劳的影响是第三代核电站一回路主设备设计的关键技术之一,本文介绍了ASME规范Code Case N-792对轻水堆(LWR)一级承压设备考虑环境影响疲劳时的环境影...
[会议论文] 作者：徐定耿,贺寅彪,秦承军,施国麟,
来源：第十三届全国反应堆结构力学会议 年份：2004
秦山一期改造项目的核级冷冻机组属于核安全3级、抗震Ⅰ类和质保NQA-2级设备.本文用有限元法建立计算模型,用ANSYS程序进行静态分析、模态分析和地震载荷作用下的响应谱分析....
[会议论文] 作者：姚伟达,杨仁安,谢永诚,贺寅彪,
来源：第十届全国反应堆结构力学会议 年份：2001
按ASME规范第Ⅲ卷设计的核电厂动力装置,必须严格进行“分析法设计”、“设计规程”及安全分析评价.本文简述压水堆分析内容和要求,作为特例对反应堆堆本体设计中“分析法设...
[会议论文] 作者：贺寅彪,曲家棣,窦一康,秦承军,
来源：第十届全国反应堆结构力学会议 年份：1998
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结构分析程序中的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、应力场分析......
[会议论文] 作者：方颖,惠虎,李培宁,李辉,贺寅彪,
来源：第十六届全国反应堆结构力学会议 年份：2010
本文通过在韧脆转变区对A508-Ⅲ钢进行了拉伸实验、夏比冲击实验,获得该材料在此区域内的力学性能和夏比冲击功随温度的变化曲线,以夏比冲击功为28J或41J所对应特征温度关联...
[会议论文] 作者：韩良弼,徐金康,周美五,贺寅彪,
来源：第十届全国反应堆结构力学会议 年份：1998
文内描述了ＣＨＡＳＮＵＰＰ蒸汽发生器海运过程中的结构动力学问题，包括蒸汽发生器的简化数学模型，海浪引起的随机载荷加速度功率谱密度，承受随机载荷 的蒸汽发生器结构动力分析，采用的计算机程......
[会议论文] 作者：贺寅彪,谢永诚,杨仁安,姚伟达,
来源：第十届全国反应堆结构力学会议 年份：1998
按ＡＳＭＥ规范第Ⅲ卷设计的核电厂动力装置，必须严格进行“分析法设计”、“设计规程”及安全分析评价。该文简述压水堆分析内容和要求，作用特例对反应堆堆该体设计中“分析法设计”内......
[会议论文] 作者：方颖,李辉,贺寅彪,惠虎,李培宁,
来源：第十六届全国反应堆结构力学会议 年份：2010
本文通过在韧脆转变区对A508-Ⅲ钢进行了拉伸实验、夏比冲击实验,获得该材料在此区域内的力学性能和夏比冲击功随温度的变化曲线,以夏比冲击功为28J或41J所对应特征温度关联预估得到MasterCurve方法的试验温度T,最后分别采用多温度试验法和单温度试验法获得了0.......
[会议论文] 作者：梁星筠,贺寅彪,孙万锋,施国麟,
来源：第十二届全国反应堆结构力学会议 年份：2002
秦山核电厂的反应堆辐照监督管由于破损而更新设计.本文按照规范和标准的要求对辐照监督管、支承结构、螺纹紧固件和定位销,进行应力分析和评定....
[会议论文] 作者：贺寅彪,沈秋平,窦一康,曲家棣,
来源：第十二届全国反应堆结构力学会议 年份：2002
在对秦山一期压水堆(PWR)反应堆压力容器的设计、制造、检验和相应的应力分析基本情况汇总的基础上,着重分析了反应堆压力容器的各类老化机理,并联系秦山一期的设计、制造和运行情况,提出秦山一期反应堆压力容器的重要老化机理.为下一阶段的老化评估及其延缓老......
[会议论文] 作者：卢炎麟,曲家棣,窦一康,贺寅彪,
来源：第十三届全国反应堆结构力学会议 年份：2004
热权函数法直接利用温度场与热权函数的乘积的积分来求应力强度因子(SIF)分布的过渡过程;它可以免除对每一时刻进行热弹性力学有限元或边界元应力分析,计算效率大大提高.本文给出了三维热权函数法的基本方程,并提出了求解三维热权函数法基本方程的多虚拟裂纹扩......
[期刊论文] 作者：高永建, 贺寅彪, 曹明, 沈睿, 陶宏新,,
来源：核技术 年份：2013
堆芯支承块用以限制堆芯吊篮的周向转动,其结构完整性影响反应堆的安全运行。为保证堆芯支承块的结构完整性,本文建立CAP1000反应堆压力容器下封头、堆芯支承块及部分筒体的...
[期刊论文] 作者：曹昱澎,贺寅彪,惠虎,李辉,轩福贞,,
来源：核技术 年份：2014
ASME规范和美国联邦法规规定了核反应堆压力容器(Reactor pressure vessel,RPV)在正常启、停堆过程中及水压试验时的压力和温度限值,2013年版ASME规范直接纳入了Code Case N-...
[期刊论文] 作者：李立人,王欣,贺寅彪,杨铁成,樊少岩,,
来源：动力工程 年份：2009
应用了3个安全评定标准(ASME第Ⅺ卷、GB/T 19624-2004和BS 7910-1999)对秦山第三核电有限公司1号机组应急堆芯冷却系统和停堆冷却系统管道内的异种钢焊缝缺陷进行了安全性评...
[期刊论文] 作者：张明,贺寅彪,姚伟达,徐定耿,谢永诚,,
来源：原子能科学技术 年份：2008
本文是中国实验快堆堆内构件主要部件的应力分析与评定汇总报告。主要构件包括堆内支承结构、堆芯支承结构、堆内热屏蔽等7类设备。堆内各部件采用有限元方法按其特点进行整...
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