切换导航
文档转换
企业服务
Action
Another action
Something else here
Separated link
One more separated link
vip购买
不 限
期刊论文
硕博论文
会议论文
报 纸
英文论文
全文
主题
作者
摘要
关键词
搜索
您的位置
首页
会议论文
反应堆压力容器双接管瞬态应力分析和疲劳评定
反应堆压力容器双接管瞬态应力分析和疲劳评定
来源 :第十届全国反应堆结构力学会议 | 被引量 : 0次 | 上传用户:yunkan
【摘 要】
:
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
【作 者】
:
贺寅彪
曲家棣
窦一康
秦承军
【机 构】
:
核工程研究设计院
【出 处】
:
第十届全国反应堆结构力学会议
【发表日期】
:
1998年11期
【关键词】
:
反应堆压力容器
双接管
瞬态应力分析
有限元法
疲劳分析
下载到本地 , 更方便阅读
下载此文
赞助VIP
声明 : 本文档内容版权归属内容提供方 , 如果您对本文有版权争议 , 可与客服联系进行内容授权或下架
论文部分内容阅读
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、应力场分析和简化疲劳分析,并同水压试验测量结果及轴对称简化模型的计算结果进行比较。
其他文献
RETRAN02程序的移植及在低温供热堆事故分析中的应用
会议
程序
移植
低温供热堆
事故分析
高通量研究堆堆芯热工水力分析程序THAS-PC4的开发
会议
高通量
研究堆
堆芯
热工水力分析程序
PC
801反应堆退役中“十五”主要任务及科研方向
801反应堆是中国第一座大型生产堆,经过20年的运行,产生了大放射性废物,使厂 房、系统、设备均受到不同程序的污染。1990年开展反应堆退役及科研工作,首先对801堆 退役核素及分布
会议
反应堆退役
放射性废物
退役方案
废物处理
HTR-10反应堆压力壳的水压试验及主螺栓张拉机的应用
根据ASME规范第Ⅲ卷NB-6200节的规定,对HTR-10反应堆压力壳的水压试验要求,试验过程,试验结果及评价进行了叙述.用自己研制的液压张拉机对主螺栓实施了合理及有效的张拉,对压
会议
反应堆
压力壳
水压试验
主螺栓
液压张拉机
试验要求
试验结果
试验过程
变形测量
叙述
评价
规范
法国核电机组老化评估第2次10年停堆检修后的状况:关键部件(反应堆压力容器和反应堆安全壳),对可能的电厂运行寿期的评价
会议
法国
核电机组
老化评估
检修
状况
关键部件
反应堆压力容器
反应堆安全壳
电厂运行
电站压水堆堆芯水力模拟技术
堆芯模拟是压水堆水力模拟实验研究的关键技术,通常采用燃料组件一一对应的模拟方式,使堆芯流量分配实验数据有一一对应关系。该文结合秦山核电二期工程介绍了电站压水堆堆芯水
会议
反应堆水力模拟堆芯
开式栅格
模拟燃料组件
压水型堆
反应堆模拟器
堆芯
模拟
秦山核电二期工程反应堆系统非线性地震分析
大型核电工程结构系统的非线性动力分析是确保核安全的重要步骤。该文从工程设计的角度介绍秦山核电二期工程反应堆系统非线性地震分析过程,特别是对于系统中的非线性因素,如结
会议
反应堆系统
非线性
地震分析
大亚湾核电站反应堆压力容器的辐照监督--GD1和GD2首根辐照样品管的试验
该文提供了大亚湾核电站RPV首根辐照监督样品管Charpy V型缺口(CVN)冲击试验的结果。与法国相关数据库比对的结果表明,大亚湾机组的RPV材料具有良好的抗辐照脆化性能。对1号机
会议
大亚湾核电站
反应堆压力容器
辐照脆化
监督
样品
相关数据库
试验结果
母材
焊材
预测计算
性能
理论计算
机组
冲击试验
材料
对比表
公式
法国
比对
第四届反应堆物理数值计算及粒子输运理论学术交流会报告论文集
该论文集共收录论文8篇,主要内容包括:混合堆液态金属自冷包层的热能传输;聚变-裂变混合堆燃耗计算;MCNP豪特卡罗中子-光子输运程序存在工程中的应用;核反应堆动态参数计算方法;堆芯中子物
会议
反应堆物理学
粒子性质
输运理论
中子反应
聚变
裂变
程序系统
理论模型
300MW压水堆核电站反应堆下腔室流场数值模拟
以300MW核电站反应堆下腔室为例,运用数值模拟的方法,研究反应堆下腔室内部流体复杂流动,并将PHOENICS程序取1/4下腔室、CFX程序取1/8下腔室计算得到的堆芯归-化流速分布结果
会议
反应堆下腔室
流改振动
压水堆
下腔室流场
与本文相关的学术论文