RPV

作品数:173被引量:267H指数:8
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相关领域:核科学技术更多>>
相关作者:王均安周邦新徐刚刘向兵蔡琳玲更多>>
相关机构:中国核动力研究设计院苏州热工研究院有限公司上海大学中国广核电力股份有限公司更多>>
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长寿期运行RPV辐照脆化后结构完整性评定关键技术探讨被引量:4
《压力容器》2023年第2期71-79,86,共10页陈明亚 曹昱澎 贺寅彪 孙欣 高红波 林磊 彭群家 陈志林 
国家重点研发计划项目“核电站重要设备部件先进智能老化监检测技术开发与验证”(2020YFB1901500)。
反应堆压力容器(RPV)辐照脆化后的结构完整性评定(简称“评定”)是核电厂长寿期运行论证中的关键技术难点之一。梳理国内外的相关研究成果,并结合作者团队的研究进展,进行了典型事故瞬态特性分析、RPV评定模型对比、评定准则研究和专用...
关键词:反应堆压力容器 辐照脆化 断裂评定 长寿期运行 
基于Ansys软件参数化专用模块的RPV 辐照脆化断裂评估被引量:5
《压力容器》2022年第5期53-59,共7页陈明亚 耿昌金 王威强 高红波 彭群家 师金华 
国家重点研发计划项目“核电站重要设备部件先进智能老化监检测技术开发与验证”(2020YFB1901500)。
反应堆压力容器(RPV)是核安全一级部件,在设计阶段需要进行含假想裂纹的断裂力学安全性能评估,并且在运行过程中若发生超出设计运行压力-温度限值曲线(P-T曲线)时,也需要进行含假想裂纹的断裂力学安全性能评估。基于Ansys软件自身的APD...
关键词:反应堆压力容器 Ansys 辐照脆化 矩阵运算 
直接安注接管与筒体连接区表面裂纹J积分数值计算被引量:3
《压力容器》2021年第12期53-61,共9页赵延义 王泽武 范海贵 刘培启 
国家重点研发计划项目(2018YFA0704604)。
核岛主系统发生严重失水事故后,需要启动非能动安全注入系统注水以快速冷却堆芯,但过大的热冲击载荷易引起直接安注(DVI)接管发生快速断裂。基于RCC-M ZG3210规定,在反应堆压力容器(RPV)筒体和DVI接管连接区构建了半椭圆形表面裂纹;开...
关键词:反应堆压力容器(RPV) 直接安注(DVI)接管 J积分 双裂纹 快速断裂 
承压热冲击瞬态下反应堆压力容器下降环腔内三维热工水力分析被引量:6
《压力容器》2020年第4期46-49,共4页蒋兴 贺寅彪 张明 
以压水堆核电厂承压热冲击分析评定技术研究(PTS确定性分析方法研究项目)为背景,针对核电厂PTS瞬态下RPV下降环腔内热工水力分析问题,基于通用计算流体动力学软件Fluent,采用合适的对流换热分析和湍流模型,建立了RPV下降环腔内的三维热...
关键词:反应堆压力容器 承压热冲击 RPV下降环腔 羽流现象 
标准化残差法在判别RPV冲击转变曲线异常点中的应用被引量:2
《压力容器》2012年第2期56-60,共5页王荣山 彭啸 黄平 李建勇 
核电站采用辐照监督管内夏比试样的冲击韧性来评估RPV的断裂韧性值,但由于冲击试验是在动态加载条件下进行测试,结果往往有较大的分散性,依据冲击韧性拟合的韧脆转变曲线的精度会受到限制。采用标准化残差法对国产RPV冲击功的回归韧脆...
关键词:反应堆压力容器 韧脆转变曲线 标准化残差法 异常点 
RPV用钢美国常用断裂韧性K_(ⅠC)表达式的对比分析被引量:9
《压力容器》2011年第3期16-21,共6页张亚平 王东辉 钟志民 
国家863高技术研究发展计划资助项目(核电站承压设备检测与安全评价技术研究;编号:2009AA04Z421)
为了有效评价经辐照后的反应堆压力容器的结构完整性,人们提出了多种表征反应堆压力容器用钢断裂韧性与温度之间的经验表达式。基于美国橡树岭国家实验室的断裂韧性测试数据,对目前常用的经验关系式进行了对比研究。结果表明,经修正后的...
关键词:反应堆压力容器 断裂韧性 经验关系 温度 
美国压水堆RPV延寿分析研究及中国RPV延寿之关键问题被引量:10
《压力容器》2010年第6期46-51,64,共7页万强茂 王荣山 束国刚 丁辉 
以美国Point Beach-2 60年延寿执照更新为例,论述基于中子辐照脆化机理的时限老化分析——承压热冲击分析、上平台能量分析和压力-温度限值曲线计算分析;在介绍美国RPV延寿期内辐照监督要求和新技术开发应用的基础上,参照法国核电法规要...
关键词:反应堆压力容器(RPV) 延寿60年 中子辐照脆化 时限老化分析 
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