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核主泵电机抗震分析被引量：9: 2012年; 核电站事故具有巨大的危害性,核主泵电机作为抗震I类物项,必须进行抗震分析。基于合理的有限元建模方法,对核主泵电机模型进行了模态分析与反应谱抗震分析,结论如下:(1)模态分析结果体现了结构的力学性能,基频的计算对于抗震分析尤为重要,该结构绕X轴的弯曲刚度最小,其次是绕Y轴的弯曲刚度;(2)抗震分析的结果不仅与反应谱峰值相关,也与反应谱载荷的卓越频率相关。地震载荷峰值越大,地震卓越频率越接近结构的基频,该结构的地震响应越大。(3)安全停堆地震下,轴承油膜不会被破坏;事故工况下可以保持结构完整性。; 毛飞闵鹏周肖佳刘刚; 关键词：核电站

反射型金属保温结构热性能试验及数值分析被引量：4: 2015年; 本研究应用防护热箱法原理的金属保温层热性能试验,并且基于传热学理论和数值分析方法,建立了保温层结构传热分析模型,并使用MATLAB软件编写计算程序求解模型方程组,将计算结果与试验数据进行对比,误差大都在10%以内。利用该传热模型进行敏感性分析,结果表明:金属箔层数并不是越多越好,应该合理考虑经济性及其它限制条件;热损失和导热系数随箔层间距的增加而增大,但箔层间距并非越小越好;应选择低法向反射率的金属箔,降低辐射产生的热损;热损失和导热系数随着热面温度增加而增大,基本呈线性变化。; 毛飞周肖佳龚碧颖; 关键词：防护热箱法

用RT_(T_0)取代RT_(NDT)分析国产某核压力容器压力-温度限值曲线的效益被引量：2: 2014年; 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-629,即同时接受了RTT0和RTNDT两种参考温度表征的材料断裂韧性KIc下包络线。本文对比分析采用KIR-RTNDT、KIc-RTNDT和KIc-RTT0三种断裂韧性取值方法所确定的压力-温度限值曲线(P-T曲线),以国产某台RPV为研究对象,计算了在40年设计寿期末和延寿期的P-T曲线。结果表明三者差别很大,基于KIc-RTT0下包络线拓宽了P-T运行窗口,甚至无需担心该容器在启停堆过程中会发生脆断,KIc-RTNDT曲线的计算结果偏保守,而由KIR-RTNDT给出的结果过于保守。研究结果为该电站的运行和延寿的可能性提供了支持。; 曹昱澎贺寅彪惠虎李辉轩福贞; 关键词：反应堆压力容器 ASTM

轻水堆冷却剂环境对核一级部件疲劳寿命影响的分析与评价方法被引量：3: 2013年; 反应堆压力边界的核一级部件在设计中要求进行疲劳分析。当前国际上的研究结果表明,目前分析中使用的规范疲劳设计曲线在考虑冷却剂环境条件下并不保守,并引起了各国核电监管机构对此的广泛关注。文中介绍了各主要核电国家对冷却剂环境疲劳的研究情况,讨论了NRC关于冷却剂环境的疲劳分析方法以及ASME规范的后续进展。针对考虑环境疲劳后可能带来的一系列问题,提出了建议的解决方法。; 房永刚王庆初起宝张跃孙造占王臣; 关键词：反应堆

某核电站辐射屏蔽组件传热分析被引量：1: 2019年; 某核电站所采用新型屏蔽材料含硼硅树脂,由于最高使用温度低于反应堆压力容器外壁温度,在其内侧设置隔热材料。基于ANSYS分析软件,对辐射屏蔽组件有限元模型进行温度场分析。结果显示:①高温状态下,辐射传热效果明显。②非金属隔热材料的隔热效果明显,能有效保护含硼硅树脂屏蔽材料。③含硼硅树脂屏蔽材料最高温度低于其限值温度,满足工程设计要求。; 毛飞李玲李成武; 关键词：核电站隔热材料

核电站用管道金属保温层热性能研究: 2023年; 本篇文章首次提出针对管道金属保温结构的热性能试验。建立了管道金属保温结构的热性能数值分析模型,并编写Matlab程序求解,热试验数据与解析数据的趋势一致,误差最大处8.83%。利用该数值分析模型对管道金属保温结构进行了单一因素变化的敏感性分析,结果如下:(1)管道金属保温结构的热损失、导热系数随着不锈钢箔层数n增加而减少;(2)降低不锈钢箔及外壳的法向发射率可以有效降低热损失和导热系数;(3)热面温度越高,金属保温结构的热损失和导热系数越大;(4)管道金属保温结构的平均热损失随着管道保温内径的增加而减小,但是减小趋势趋缓;(5)远离热面的不锈钢箔层平均温度逐层减低,且前后不锈钢箔层的温差越来越小。; 毛飞施永兵; 关键词：热性能试验

CAP1400堆内构件流致振动试验件设计和测点布置研究: 2015年; CAP1400反应堆堆内构件为原型堆内构件,根据RG1.20《预运行和初始启动试验期间堆内构件综合评估大纲》[1]的要求,有必要对堆内构件进行流致振动模拟试验,即进行CAP1400堆内构件流致振动模拟试验研究项目,以验证堆内构件的流致振动水平在可接受范围内。试验件的设计及测点布置应充分考虑试验数据的准确性、制造的工艺性及测点的可达性,在此基础上真实反映CAP1400堆内构件流致振动情况。; 黄磊丁宗华薛国宏; 关键词：堆内构件流致振动试验件测点

基于接地弹簧及配点法的系统动态特性分析: 2014年; 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-弹簧系统,并分析接地弹簧刚度的变化对该系统动态特性的影响。在此基础上,从带罚数的有限元配点法出发,推导接地弹簧的有限元等价形式,证明接地弹簧刚度与罚数的等价性,并由此等价性,阐明支承条件在施加设备边界条件过程中所起的作用。; 廖剑晖贺寅彪; 关键词：动态特性支承条件配点法

基于弹塑性本构的RPV顶盖贯穿件焊缝安定性分析: 2016年; 对CRDM贯穿件建立带J形焊缝的有限元分析模型,选取基于应力应变曲线的非线性随动强化Chaboche模型,依据ASME B&PVC-III-1-NB-3228.4的规定进行材料塑性条件下的安定性分析.结果表明:塑性安定性分析方法可以有效降低分析的保守性,材料弹性假定下安定性无法保证的区域可以通过塑性安定性分析得以保证.; 高永建贺寅彪曹明; 关键词：反应堆压力容器安定性分析

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大型先进压水堆核电站重大专项(2010ZX06002)