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高永建

作品数:11 被引量:12H指数:3
供职机构:上海核工程研究设计院更多>>
发文基金:国家科技重大专项大型先进压水堆核电站重大专项更多>>
相关领域:核科学技术机械工程一般工业技术理学更多>>

文献类型

  • 5篇期刊文章
  • 4篇会议论文
  • 1篇专利
  • 1篇科技成果

领域

  • 7篇核科学技术
  • 4篇机械工程
  • 2篇一般工业技术
  • 2篇理学
  • 1篇化学工程
  • 1篇金属学及工艺
  • 1篇电气工程

主题

  • 7篇反应堆
  • 6篇反应堆压力容...
  • 3篇压力容器
  • 3篇焊缝
  • 3篇安定性分析
  • 3篇J
  • 2篇堆芯
  • 2篇支承
  • 2篇支承块
  • 2篇塑性
  • 2篇管座
  • 2篇安全系数
  • 1篇弹塑性本构
  • 1篇电缆
  • 1篇电缆桥
  • 1篇电缆桥架
  • 1篇吊架
  • 1篇修正因子
  • 1篇一体化反应堆
  • 1篇应力

机构

  • 11篇上海核工程研...

作者

  • 11篇高永建
  • 5篇曹明
  • 5篇贺寅彪
  • 3篇沈睿
  • 2篇薛国宏
  • 2篇沈小要
  • 2篇姚伟达
  • 1篇毛飞
  • 1篇陈红生
  • 1篇赵飞云
  • 1篇巢孟科
  • 1篇袁会云
  • 1篇林绍萱
  • 1篇周全
  • 1篇李岗
  • 1篇顾国兴
  • 1篇张明
  • 1篇马涛
  • 1篇邵长磊
  • 1篇周响

传媒

  • 3篇压力容器
  • 1篇核技术
  • 1篇动力工程学报
  • 1篇第十六届全国...

年份

  • 1篇2024
  • 1篇2016
  • 1篇2015
  • 2篇2014
  • 3篇2013
  • 1篇2012
  • 1篇2011
  • 1篇2010
11 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
反应堆压力容器顶盖CRDM管座J形焊缝塑性安定性分析
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...
高永建贺寅彪曹明薛国宏
关键词:反应堆压力容器
文献传递
反应堆压力容器堆芯支承块及附近下封头应力分析和评定被引量:3
2013年
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三维有限元模型,进行热分析、结构分析、疲劳分析及断裂分析,并根据ASME B&PVC-III-NB-3200和ASME B&PVC-III-1附录G的相关规定对计算结果进行评定。结果表明,堆芯支承块及附近下封头满足上述规范的相关要求。本文所采用的分析方法可应用于百万级以上核电厂反应堆压力容器的堆芯支承块的分析。
高永建贺寅彪曹明沈睿陶宏新
关键词:反应堆压力容器
对中美压力容器分析设计规范中关于安全系数调整的讨论被引量:3
2011年
ASME-BPVC-Ⅷ第二册2007版和TSG R0004—2009《固定式压力容器安全技术监察规程》对压力容器分析设计的安全系数均进行了调整。首先讨论了安全系数调整对中美分析设计规范中最大许用应力值的影响,其次对内压作用下的不同外内径比的圆筒作极限分析与线弹性应力分析,得到极限分析的许用载荷[P]和线弹性应力分析的许用载荷P,通过对安全系数调整前后比值P/[P]的分析比较,讨论了中美分析设计规范中关于安全系数调整的合理性。
高永建姚伟达
关键词:安全系数
对中美压力容器分析设计规范中关于安全系数调整的讨论
ASME-BPVC-Ⅷ第二册2007版和TSGR0004-2009<固定式压力容器安全技术监察规程>对压力容器分析设计的安全系数均进行了调整.本文首先讨论了安全系数调整对中美分析设计规范中设计应力强度值的影响,其次对内压...
高永建姚伟达
关键词:反应堆压力容器安全系数
文献传递
一体化反应堆压力容器
本发明提供一种一体化反应堆压力容器,包括:筒体和换热组件,换热组件容置于筒体的内腔,换热组件包括换热管,换热管具有进口端和出口端,筒体内的高温介质流经换热管周侧并与换热管内的换热介质进行换热;至少一组反应堆压力容器连接管...
卢洪早刘润发邵长磊毛飞肖婷沈睿周响林绍萱朱宇平沈小要唐伟华周全许辉焱李成武巢孟科陈红生高永建
基于GB150—2011设计的冷却器疲劳分析被引量:3
2014年
基于GB 150—2011设计的核电厂CRDM试验台架用冷却器在设计寿命期间将承受压力和温度的循环载荷,需考虑其发生疲劳失效的可能性。应用ANSYS有限元软件建立冷却器的局部三维有限元模型,根据设计瞬态的特点对其进行合并与分组,在最大峰值应力强度所在区域设置评定截面,并根据JB/T 4732—1995附录C的相关规定进行疲劳分析和评定,为保证冷却器在设计寿命内的结构完整性提供依据,也为其他设备在类似瞬态工况下的疲劳分析提供借鉴。
高永建张明赵飞云陈健华
关键词:冷却器
新型抗震电缆桥架及支吊架
顾国兴马涛陆佩芳吴昊高永建袁会云徐先锋
上海核工程研究设计院和川开电气股份有限公司通过吸收国外桥架支吊架产品先进设计理念,结合已有桥架支吊架产品生产经验,开发出完整、成熟的新型抗震电缆桥架及支吊架技术和工艺方案,方案包括新型电缆桥架方案和新型抗震支吊架方案两个...
关键词:
关键词:电缆桥架支吊架抗震结构
轻水堆环境影响疲劳相关问题的研讨被引量:3
2014年
美国核管会(NRC)在其管理导则RG 1.207中明确要求新建轻水堆核电厂设计中须考虑环境影响疲劳(Environmental Assisted Fatigue,EAF)问题。目前,我国新建核电厂在部件疲劳评价时尚未考虑EAF的影响。对环境影响疲劳的发展概况、疲劳裂纹和疲劳寿命的定义、ASME设计疲劳曲线、现有ASME疲劳设计方法的保守性、美国环境影响疲劳设计方法等方面作了探讨,同时根据NUREG/CR 6909中Fen表达式,给出了典型材料在温度、溶解氧浓度和硫含量确定的情况下,Fen与应变速率的关系曲线。通过对以上相关问题的归纳和总结,以期加深业界对核电厂环境影响疲劳问题和现有ASME疲劳设计方法的认识。
高永建贺寅彪李岗曹明沈小要沈睿
反应堆压力容器顶盖CRDM管座J形焊缝塑性安定性分析
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...
高永建贺寅彪曹明薛国宏
关键词:反应堆压力容器
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
共2页<12>
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