张明
- 作品数：96 被引量：101H指数：6
- 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：核科学技术电气工程理学一般工业技术更多>>
- 秦山、PC核电厂防断支承组件力学与材料分析研究综述
- 秦山、PC300 MW核电厂反应堆堆内构件防断支随组件在改进后进行了有关的力学分析试验研究.结果表明,原结构损坏的主要原因是下部某些联接螺钉防松焊接头失败与部分螺栓抗疲劳强度较弱,在长期水流作用下,使部分螺栓松动脱落,结...
- 姚伟达谢永诚张明施国麟杨仁安梁星筠陈仁金昌丁亚平宁冬姜南燕朱丽兵秦承军
- 关键词：核电厂
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- R.G.1.20新版《预运行和初始启动试验期间堆内构件振动综合评价大纲》增补的要求简述
- 美国NRC在2007年出版了R.G.1.20<预运行和初始启动试验期间堆内构件振动综合评价大纲>第3版.该导则明确规定了对于在建造许可证申请、标准电厂取证申请、运行执照申请,厂址许可申请与联合执照申请时必须提交的文件.本...
- 姚伟达张明谢永诚梁星筠张锴
- 关键词：堆内构件声共振流致振动
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- 堆内构件假想堆芯跌落事故分析
- 堆内构件是反应堆冷却剂系统中的重要设备之一。堆芯跌落事故是会造成吊篮及支承结构跌落,通过防断组件对压力容器底封头内表面造成冲击,该冲击能量由防断组件缓冲器的塑性形变完全吸收。采用Ludwik扩展来模拟材料应力-应变曲线,...
- 冯少东张明朱焜薛国宏李源陈惠亮
- 关键词：应力-应变曲线应变率
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- 先进轻水反应堆核电厂取消运行基准地震的原因和措施被引量：3
- 2008年
- 在先进轻水反应堆业主文件(ALWR-URD)中提出对核电厂抗震设计取消运行基准地震(OBE)的要求,其观点是没有必要执行OBE和SSE两套完整的抗震分析方法。美国核管理委员会(NRC)有关部门也讨论了从安全停堆地震(SSE)如何消除OBE影响的问题,认为OBE不应当控制安全系统的设计,并根据过去核电厂抗震设计研究与经验编制了相应的备忘录,于1993年得到NRC批准。本文根据该备忘录内容整理了两大问题:取消OBE的背景和原因,取消OBE后所采用的措施和方法。并从核电厂构筑物、管道、支承件、设备以及电厂震后决策等几方面的抗震要求进行了论述。
- 姚伟达张明谢永诚沈小要钱浩
- 关键词：抗震设计
- 秦山核电厂定期安全审查中反应堆堆内构件老化机理描述
- 反应堆堆内构件是确保电厂在整个服役期间安全运行的重要设备.本文描述了秦山核电厂堆内构件的结构和功能以及运行工况条件,包括载荷条件、使用载荷(机械载荷、温度载荷、水力载荷和地震载荷)、在役温度和中子通量条件、一回路水化学条...
- 宁冬张明
- 关键词：堆内构件核电厂
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- 一种反应堆下部堆内构件
- 本发明公开了一种反应堆下部堆内构件，包容在反应堆压力容器（1）内部，包括堆芯支承下板（2）、流量分配装置（3）、支承柱（4）、能量吸收装置（5）、防断底板（6）和涡流抑制板（7）。本发明通过流量分配装置上设置合适大小、数...
- 林绍萱梁叶佳丁宗华张明于庆张伟姚伟达余凡
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- CAP1000反应堆堆内构件在直接安注下流动传热特性研究被引量：1
- 2018年
- 在CAP1000反应堆中,使用了压力容器直接安全注射方式。由于安全注射管嘴和堆内构件的布置方式可能导致堆内构件承受较强的低温水影响,本文研究了吊篮外壁上布置的关键部件的表面温度分布及对流换热能力。使用缩比模型实验测量了堆内构件关键部位在不同安全注射条件下的壁面温度分布和换热系数,使用数值分析获得了堆内构件表面整体温度分布和换热系数。研究得到了辐照监督管顶部等危险区域上几个关键点的壁面温度和换热系数与安全注射条件间的无量纲关联式。
- 翁羽王海军王海涛张明冯少东顾红芳
- 关键词：堆内构件换热
- 先进轻水反应堆业主要求文件(ALWR-URD)中对核电厂抗震设计要求被引量：7
- 2004年
- "先进轻水反应堆业主要求文件(ALWR-URD)"的宗旨是明确美国电力公司对先进轻水堆核电厂的要求。对URD中关于核电厂抗震设计,特别是对核电厂构筑物、系统和设备的抗震分类、取消OBE地震后的抗震设计要求等方面提出的修正意见,以及对核电厂抗震裕度和地震风险评价提出的初步要求,本文作了全面的总结,在关键处浅讨了看法。供新核电厂设计中参考。
- 姚伟达张明秦承军
- 关键词：业主核电厂设计裕度轻水堆
- 一种核电设备连接用防松脱紧固件
- 本实用新型提供一种核电设备连接用防松脱紧固件，它包括一个双头螺柱和与双头螺柱端部连接用螺母；所述的双头螺柱的一端螺纹旋入待连接零件一底部的螺纹孔中，双头螺柱的另一端带有凸部，其穿过一个或几个待连接零件上带有的通孔后用螺母...
- 林绍萱梁叶佳丁宗华刘冬安郑焱张明张翟于浩
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- 第三代非能动型与第四代超临界先进轻水型核电厂中典型的力学问题
- 上世纪90年代初,以美国'先进轻水反应堆业主要求文件(ALWR-URD)'为代表首先提出了以非能动型为主体的第三代先进核电站技术要求,其特点是对原有能动型安全系统作了大量简化,由非能动安全系统替代或补充,并由此提高安全性...
- 姚伟达谢永诚贺寅彪张明
- 关键词：核电厂超临界水冷堆流体动力学高温蠕变
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