搜索筛选:
搜索耗时0.0887秒,为你在为你在102,285,761篇论文里面共找到 15 篇相符的论文内容
类      型:
[会议论文] 作者:李吉娃, 来源:工业建筑》2015年增刊 年份:2015
[期刊论文] 作者:李吉娃, 杨林,, 来源:工业建筑 年份:2004
临界氯离子浓度是安全壳混凝土基于氯离子扩散导致钢筋锈蚀寿命预测的重要指标。GB50010—2010《混凝土结构设计规范》对不同环境条件下混凝土中氯离子浓度的限值并未区分材...
[会议论文] 作者:李吉娃,李煜, 来源:2014年中国钢结构质量安全论坛 年份:2014
某电厂套筒式烟囱,脱硫后使用6年,因防腐层缺陷,酸液渗漏至钢内筒表面,导致钢内筒筒壁腐蚀穿孔.对钢内筒进行整体性检查,重点统计腐蚀穿孔的位置、数量和孔洞大小,确认孔洞周边是否存在钢板腐蚀减薄情况,并建立腐蚀受损后的钢内筒模型,分析钢内筒的应力水平和稳......
[会议论文] 作者:彭斗光, 李吉娃,, 来源: 年份:2004
核电站主控室暖通空调系统的功能是维持主控室室内温度和保持室内空气流通,为室内工作人员提供舒适的工作环境,从设计角度来讲属于非安全相关系统。但是,主控室内的系统控制...
[会议论文] 作者:王永滨, 李吉娃,, 来源: 年份:2004
受运行中物理磨损、化学侵蚀和环境影响,核电站在设计寿命期内并不一定能够满足安全生产和发电能力的要求。核电站的系统、结构和构件受腐蚀、超载、流量变化、温度和中子辐...
[期刊论文] 作者:荣华,崔敏,李吉娃,, 来源:工业建筑 年份:2016
钢绞线断裂是预应力损失的一个重要因素。我国中核集团公司自主设计的第三代核电技术“华龙一号”安全壳结构采用倒“U”型钢束形式,但目前尚没有倒“U”型钢束断裂引起混凝...
[会议论文] 作者:赵锋,周浩,李吉娃, 来源:2014年中国钢结构质量安全论坛 年份:2014
目前国内最早完成脱硫的烟囱已经工作5-10年,后续使用的同时也发现了很多问题,例如由于烟囱使用多年后,逐渐出现内部防腐层发生破损,导致烟囱内壁或内筒发生严重腐蚀.为了保...
[期刊论文] 作者:荣华,杨林,李吉娃,王永焕,, 来源:工业建筑 年份:2017
以发生硼酸渗漏核电厂的钢筋混凝土结构为研究对象,通过对现场取得样品进行微观分析和宏观力学试验来研究硼酸溶液对混凝土结构的腐蚀机理和对其力学性能的影响。由现场取芯...
[会议论文] 作者:彭斗光, 王永斌, 李吉娃,, 来源: 年份:2004
安全壳结构的气密性主要依靠混凝土筒墙内部的内衬来加强,内衬有金属内衬和非金属内衬两种形式,CANDU堆型主要采用非金属内衬。与金属内衬相比,非金属内衬具有一定的透气性,...
[会议论文] 作者:彭斗光,王永滨,李吉娃, 来源:第三届全国工程结构安全检测鉴定与加固修复暨第一届中国钢结构协会钢结构质量安全检测鉴定技术研讨会 年份:2013
  核电站安全壳结构的气密性主要依靠混凝土筒墙内部的内衬来加强,内衬有金属内衬和非金属内衬两种形式,CANDU堆型主要采用非金属内衬。与金属内衬相比,非金属内衬具有一定...
[会议论文] 作者:杨林,李吉娃,彭斗光,王永滨, 来源:第三届全国工程结构安全检测鉴定与加固修复暨第一届中国钢结构协会钢结构质量安全检测鉴定技术研讨会 年份:2013
核电站安全壳是一种特种构筑物,与其他建构筑物一样,安全壳具有使用寿命,其使用寿命定义为在进行科学的老化管理和有效的日常维修条件下,某些老化现象仍不可避免的发展,并最...
[期刊论文] 作者:王苏昇, 王海卫, 李吉娃, 王永焕,, 来源:工业建筑 年份:2004
设备闸门口是核电站安全壳受力的薄弱环节,打压试验期间易出现裂缝。通过模拟计算分析了设备闸门口周边的受力特点,并针对历次打压试验中,设备闸门口出现的裂缝情况,布置了闸...
[会议论文] 作者:杨林[1]李吉娃[1]彭斗光[2]王永滨[2], 来源:第三届全国工程结构安全检测鉴定与加固修复暨第一届中国钢结构协会钢结构质量安全检测鉴定技术研讨会 年份:2013
  核电站安全壳是一种特种构筑物,与其他建构筑物一样,安全壳具有使用寿命,其使用寿命定义为在进行科学的老化管理和有效的日常维修条件下,某些老化现象仍不可避免的发展,并最终......
[期刊论文] 作者:谷慧,荣华,李吉娃,范兴朗,姚继涛,程正杰, 来源:工业建筑 年份:2022
核电厂海工构筑物耐久性劣化会削弱结构强度,导致混凝土开裂、分层和剥落,对结构的安全性和耐久性造成不良影响。现存核电厂在原设计、建造、运营中对混凝土防腐的重要性和必要性考虑严重不足,防腐措施控制不够严格,氯盐腐蚀问题突出。若能在结构中预埋或后装可靠的......
[期刊论文] 作者:孙海涛,孙造占,陈银强,李吉娃,刘超,孟凡江,郭彦辉, 来源:中国基础科学 年份:2021
核电关键设备及构筑物的服役寿命预测是制约核电站安全评价及延寿论证的技术瓶颈.目前,国内核电关键材料老化机理研究不够深入、基础试验数据相对缺乏、多因素耦合寿命预测自主模型不足.针对以上问题,本文以反应堆压力容器、堆内构件紧固螺栓、一回路重要镍基合......
相关搜索: