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[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...
[会议论文] 作者：高永建;贺寅彪;曹明;薛国宏;,
来源：第八届全国压力容器学术会议 年份：2013
反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)顶盖控制棒驱动机构(Control Rod Drive Mechanism,CRDM)管座J形焊缝属于承压边界焊缝,其失效将影响反应堆的安全运行.本文...
[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：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...
[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...
[会议论文] 作者：钱浩, 梁星筠, 周全, 贺寅彪, 林绍萱, 景益,
来源：中国力学大会——2013论文摘要集 年份：2013
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[期刊论文] 作者：赵飞云, 姚彦贵, 于浩, 贺寅彪, 高雷, 姚伟达,,
来源：核安全 年份：2013
针对日本福岛核事故发生及演化,提出从核设备设计方面加强核电设计安全性的思考,重点阐述了从建立先进核电标准体系、采用先进设计分析方法、形成完整试验验证体系及合理考虑...
[期刊论文] 作者：曹昱澎, 惠虎, 轩福贞, 李辉, 贺寅彪, 王佳欢, 王秉,
来源：压力容器 年份：2013
采用紧凑拉伸C(T)试样测试了某台国产反应堆压力容器用508-Ⅲ锻件的主曲线参考温度T0。为了方便今后在热室中进行辐照材料的断裂韧性试验,专门修改了C(T)试样的前端面设计。...
[期刊论文] 作者：姚彦贵, 宁冬, 武志玮, 曹明, 谢永诚, 贺寅彪, 姚伟,
来源：核技术 年份：2013
堆芯熔化严重事故下保证反应堆压力容器完整性非常重要,高温蠕变失效是堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器的主要失效模式。本文介绍了近年来在假想堆芯熔化严重事故下国内外...
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