承压热冲击

作品数：42被引量：91H指数：7
导出分析报告
相关领域：核科学技术理学更多>>
相关作者：贺寅彪高增梁李曰兵卢冬华陈听宽更多>>
相关机构：西安交通大学浙江工业大学中国核动力研究设计院上海核工程研究设计院更多>>
相关期刊：《机械工程材料》《中国电机工程学报》《中国设备工程》《工程热物理学报》更多>>
相关基金：国家自然科学基金国家科技重大专项国家重点基础研究发展计划国家科技支撑计划更多>>
-
在结果中检索

检索结果分析

结果分析中...
共 条 记 录，以下是1-10
全选清除导出
参考文献引证文献引用追踪
视图：
排序：
基于统一曲线法的反应堆压力容器防脆断承压热冲击分析
《核科学与工程》2023年第4期727-733,共7页杜爱国 杨兴旺 施春丰 马连骥 
田湾核电厂将3、4号机组硼水贮存系统水箱运行温度从70℃调整至20℃,以降低水箱钢衬里应力腐蚀的风险。水箱运行温度的调整会影响反应堆压力容器(RPV)的防脆断设计分析结论,需重新进行评价。采用统一曲线法对RPV 2号焊缝进行了承压热冲...
关键词：反应堆压力容器 承压热冲击 统一曲线法 防脆断 
堆芯衰变热对反应堆压力容器承压热冲击的影响被引量：1
《压力容器》2023年第5期34-43,共10页林萍 杨森皓 陈旭鹏 银建中 韩志远 谢国山 
国家重点研发计划项目(2018YFC0808805)。
研究了承压热冲击(PTS)事故发生时,变化的堆芯衰变热对反应堆压力容器(RPV)安全分析的影响。基于ACP1000三回路反应堆压力容器,对25 cm 2小破口失水事故工况应用三维流固热耦合方法进行模拟。计算了事故下2000 s内堆芯衰变热随时间的变...
关键词：反应堆压力容器 堆芯衰变热 小破口失水事故 承压热冲击 
承压热冲击下DVI接管动态应力特性研究
《核动力工程》2022年第4期78-85,共8页赵延义 王泽武 李俊宝 
国家重点研发计划(2018YFA0704604)。
压力容器直接注入(DVI)接管在热冲击下的动态应力特性对于反应堆压力容器(RPV)结构完整性评估具有重要意义。建立了含DVI接管的RPV压力壳热流固耦合数值计算模型,并进行了验证分析;然后研究了蓄压安注箱(ACC)和堆芯补水箱(CMT)安注时RP...
关键词：反应堆压力容器 DVI接管 热流固耦合 承压热冲击 结构完整性 
反应堆压力容器承压热冲击瞬态载荷与断裂分析被引量：5
《压力容器》2022年第6期40-48,共9页杨森皓 银建中 
国家重点研发计划项目(2018YFC0808805)。
为探究堆芯衰变热条件对反应堆承压热冲击(PTS)安全分析的影响,基于带堆芯的ACP1000反应堆压力容器(RPV)模型,通过三维流固耦合传热方法,对小破口冷却剂流失事故(SBLOCA)及稳压器阀门卡开事故两种工况下的PTS瞬态进行数值模拟,通过确定...
关键词：反应堆压力容器 承压热冲击 堆芯衰变热 瞬态热应力 
承压热冲击下RPV承载力影响因素的数值分析
《力学季刊》2021年第2期291-303,共13页孙欣 李相清 柴国钟 
国家自然科学基金(51901194);浙江省自然科学基金(LY20A020007)。
为研究承压热冲击下含缺陷的核反应堆压力容器(RPV)的极限承载力,借助ABAQUS软件建立含表面裂纹的RPV的3D有限元模型.通过热-力耦合分析,分别得到筒体区和喷嘴区的瞬态温度场和应力场.考虑到实际RPV断裂试验工作具有相当大的危险性,使...
关键词：RPV 承压热冲击 极限承载力 扩展有限元法 临界裂纹尺寸 
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 
CIS投用时RPV的承压热冲击分析研究
《核动力工程》2019年第S02期121-125,共5页郑斌 朱大欢 卢岳川 孙英学 石凯凯 谢海 
华龙一号堆腔注水冷却系统(CIS)投入时,反应堆压力容器(RPV)外壁将经历剧烈的温度波动并同时承受较高的内压载荷。为了保证RPV在这种工况下的结构完整性,采用断裂力学有限元方法进行了RPV承压热冲击(PTS)计算及评定,通过疲劳裂纹扩展计...
关键词：堆腔注水冷却系统(CIS) 承压热冲击(PTS) 断裂力学 
承压热冲击时堆焊层对反应堆压力容器约束效应的影响
《机械强度》2018年第5期1200-1204,共5页杨晓华 王钟羡 
建立了含有轴向表面裂纹的反应堆压力容器筒体的三维有限元模型,裂纹纵深比取为a/c=1/2(a=30 mm,c=60 mm)。取堆焊层厚度分别为h=0 mm、4 mm和8 mm,对其在承压热冲击作用下的瞬态进行了双参数弹塑性断裂力学分析。利用J-A_2法和J-Q法讨...
关键词：反应堆压力容器 堆焊层结构 完整性 承压热冲击 
承压热冲击下反应堆压力容器的塑性失效分析被引量：1
《固体力学学报》2017年第4期369-378,共10页孙欣 柴国钟 鲍雨梅 
国家自然科学基金资助项目(51275471;51105339)资助
承压热冲击(PTS)使反应堆压力容器(RPV)的完整性面临极大的挑战,尤其是在喷嘴周围的环带区.考虑到瞬态温度处于零韧性参考温度之上,引入非线性材料性能来模拟一个真实RPV的混合温度场和应力场.应用扩展有限元法对喷嘴区中的裂纹扩展过...
关键词：反应堆压力容器 扩展有限元法 承压热冲击 参考温度 
高压安注条件下冷管段和环腔流体混合特性的数值分析被引量：3
《原子能科学技术》2017年第8期1387-1392,共6页韩旭 熊进标 程旭 王宁 
国家科技重大专项资助项目(2016ZX06004-002)
压水堆高压安注条件下冷热流体混合会导致承压热冲击现象,影响压力容器的使用寿命。本文基于ROCOM实验装置的实验数据,使用CFD方法对高压安注条件下有密度差的冷热流体混合现象进行了模拟,并对模拟结果进行了验证与分析。结果表明,在冷...
关键词：高压安注 混合特性 热分层 承压热冲击 
全选清除导出
共5页<12345>
检索报告 对象比较 聚类工具 使用帮助 返回顶部