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1.
2.
压水堆核电厂反应堆堆内构件联接件在高温、辐照环境中工作,承受由水流、地震等引起的动态载荷,而其中的流致振动往往会导致联接件的松动、脱落,进而影响堆内构件的完整性,因而联接件的防松性能是一个非常值得关注的问题.针对设计寿期为40年的某压水堆核电厂堆内构件联接件的防松结构,阐述根据堆内构件模型流致振动试验结果,确定等效振动考核试验参数的方法,并对联接件的防松性能进行了振动加速考核试验,得到了对实际工程有参考意义的结论.  相似文献   
3.
根据实际工程中多年积累的核级承压设备力学分析、研究和核电厂的运行经验,结合实际的有限元分析软件,对前期的力学分析和评定工作进行方法上的归纳总结和分析推广,初步实现设计分析一体化,以求在今后新的核电厂核级承压设备的设计分析,比如百万级核电站的设计中,通过该软件系统,将多年积累的大量实际工程经验体现到新的工程设计中去,以提高设计分析的效率,缩短核级压力设备设计和建设周期.  相似文献   
4.
核电站反应堆压力容器接管区内壁角裂纹应力强度因子的求解是复杂的三维问题,不可能用解析法来求得精确解。本文用一种改进的三维等参奇异元进行三维有限元分析,求得角裂纹应力强度因子,计算结果与对应的三维光弹性模型试验结果及工程计算方法作了比较。  相似文献   
5.
核电厂主设备在地震加失水事故下的结构反应分析研究   总被引:1,自引:0,他引:1  
核电厂主设备是核电厂的关键设备.对反应堆堆内构件、控制棒驱动系统、燃料组件和蒸汽发生器传热管等设备进行地震加失水事故联合作用下详细的动力分析与评定,是核电厂设计规范和安全审查的要求.上海核工程研究设计院在主设备的地震加失水事故下反应分析和试验研究的基础上,将主设备作为一个总体进行分析,从而形成一个完整的分析和评定系统.该研究成果已应用于秦山、PC两座核电厂的设计分析和安全评审中,对我国自主开展百万级先进压水堆核电厂主设备在地震加失水事故下的设计和安全分析具有良好的推广和应用前景.  相似文献   
6.
蒸汽发生器是压水堆核电厂的关键核设备,研究核安全级设备的疲劳特性是保障核电安全的关键所在。蒸汽发生器的管板为排布有密集深孔的大型锻件,其制造难度高,生产周期长。在设备运行期间经历复杂而全面的载荷,针对蒸汽发生器管板,根据ASME BPV Code III-1-NB要求和规定,进行疲劳分析的多种对比计算。以考察管板组合体应力分布对瞬态条件、材料不连续、孔板应力修正方法和孔桥超差的敏感性,最终确定合理的分析方法,为今后蒸汽发生器结构应力分析提供方法参考,而且更重要的,为处理管板制造过程中经常发生的孔桥超差不符合项提供评定的数据依据和计算的方法。  相似文献   
7.
堆内构件中的螺纹联接件数量众多且受力复杂,为确保堆内构件结构的完整性,螺纹联接件的应力和疲劳分析必须满足ASME规范的相关要求.鉴于堆内构件对核电厂安全运行的重要性以及在核电厂运行工况下受到多种静、动态外力的作用,本工作根据规范要求,对堆内构件螺纹联接件的预紧力、受力状态、变形计算、载荷分类和组合、应力分析与评定等进行了综合研究,并根据研究成果开发了堆内构件联接件应力评定专用程序,使堆内构件联接件的应力评定工作能更准确、有效地进行,为工程设计和应用提供了可靠和便捷的工具.  相似文献   
8.
以蒸汽发生器典型管嘴不连续区为研究对象,采用四种常用的断裂力学工程评估方法进行计算和评定,以评价不同规范中计算方法的保守程度,掌握CAP 1400蒸汽发生器断裂评定和寿命评估技术。所得结论可评定该蒸汽发生器设备无延性破坏防止方面的安全性。  相似文献   
9.
本课题根据在实际工程中多年积累的核一级承压设备力学分析、研究和核电厂运行经验,结合实际所用的有限元分析软件,对前期的力学分析和评定工作进行方法上的归纳总结和分析推广,初步实现设计分析一体化,以求在今后新的核电厂,比如百万千瓦级核电厂的设计中,通过该软件系统,运用积累的大量实际工程经验,提高设计分析的效率,缩短核一级承压设备设计和制造周期。  相似文献   
10.
分析法设计是核电主设备设计的主要方法之一。该方法将结构设计或评定中各输入参量进行偏于安全的假设,以安全-不安全定性反映主设备设计的结构完整性状态。在确定性分析法设计的基础上,本研究基于概率统计理论,利用可靠性及优化分析方法,综合考虑结构设计或评定中涉及的主观不确定性因素(应力线性化路径选取),选取核电主设备典型结构形式——蒸汽发生器过渡锥体段为研究案例,首先对影响应力线性化路径选取的参数进行敏感性分析。随后,优化出最佳应力线性化路径。本研究方法为工程设计中应力线性化路径的选取提供建议。同时,该方法对可靠性理论在ASME核电规范与标准的分析法设计中的应用具有积极意义。  相似文献   
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