孙英学

作品数：26被引量：61H指数：5
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发文主题：反应堆压力容器压力容器有限元反应堆堆芯更多>>
发文领域：核科学技术理学电气工程金属学及工艺更多>>
发文期刊：《机械工程师》《核技术》《核标准计量与质量》《原子能科学技术》更多>>
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氢气爆炸事故下溶液堆系统结构安全评估
《原子能科学技术》2024年第S01期87-95,共9页李柄锦 熊夫睿 袁志豪 王新军 孙英学 刘锐 
中核集团“青年英才”项目。
溶液堆在运行过程中持续产生氢气,存在氢气爆炸风险。氢气爆炸事故下放射性包容边界的结构安全问题受到设计方和安全审查方的高度关注。本文建立了从氢气爆炸载荷模拟到结构力学响应分析的化-热-力耦合完整分析流程,以我国正在研发的医...
关键词：溶液堆 氢气爆炸 计算流体动力学 安全评估 
核反应堆压力容器主密封瞬态性能研究被引量：1
《原子能科学技术》2023年第1期185-191,共7页姜露 张丽屏 傅孝龙 孙英学 刘文进 杨宇 
为研究核反应堆压力容器主密封瞬态力学特性和密封性能,本文建立了主密封结构三维数值模型,分析了主密封组件在典型瞬态条件下的温度和应力分布特性,从法兰和主螺栓变形协调机理角度,研究了主螺栓应力在瞬态条件下的变化规律及内在原因...
关键词：压力容器主密封 瞬态条件 主螺栓应力 密封分离量 累积塑性变形 
LBB管道裂纹泄漏率计算软件PICLES验证研究
《核动力工程》2022年第6期168-173,共6页何风 吴万军 马若群 房永刚 艾红雷 王新军 孙英学 
管道裂纹泄漏率计算是破前漏(LBB)分析中的关键技术,采用与有效软件进行对比和与实验结果进行对比的方式,对国内自主研发的泄漏率计算软件PICLES进行验证研究。与已有成熟工程应用的国际同类软件(PICEP和SI-PICEP)对比,PICLES与其计算...
关键词：LBB PICLES 对比验证 裂纹长度 泄漏率 PICEP SI-PICEP 
《压水堆核电厂高能管道破前漏设计规范》解读与应用
《核标准计量与质量》2022年第1期34-39,共6页何风 王新军 艾红雷 孙英学 吴万军 谢海 尹祁伟 
文章对Q/CNNC HLBZ DA 3—2018《压水堆核电厂高能管道破前漏设计规范》进行了解读,采用通俗易懂的语言解释了什么是破前漏,以及破前漏技术的原理、能解决的问题、适用范围,并采用正序思维以及逆序思维解读了破前漏的评价方法,同时对破...
关键词：破前漏 泄漏监测系统 界值分析曲线 泄漏率分析 裂纹稳定性分析 
国产反应堆压力容器用16MND5钢的蠕变损伤本构模型研究被引量：1
《核动力工程》2022年第1期232-237,共6页苏东川 张瀛 杜娟 孙英学 傅孝龙 李辉 邵雪娇 郭素娟 
为了获得反应堆压力容器(RPV)材料在高温下的蠕变行为,保证RPV在严重事故工况下的完整性,本研究对国产RPV用16MND5钢的高温蠕变性能进行了测试,获得了600~900℃下材料的蠕变性能,并基于应变强化的基本蠕变本构模型与基于延性耗竭理论的...
关键词：反应堆压力容器(RPV) 完整性分析 高温蠕变 蠕变损伤本构模型 
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 
基于多专业耦合分析的钍基熔盐堆反应堆本体设计研究
《核动力工程》2019年第5期23-28,共6页杨洪润 李翔 杨立才 孙英学 张卓华 应栋川 付强 
基于固态燃料钍基熔盐堆(TMSR-SF1)的特点,提出了基于多专业耦合的反应堆本体设计方法。参考现有成熟的设计规范,结合固态燃料钍基熔盐堆反应堆本体的结构和功能要求,完成了反应堆本体结构设计方案,并进行了反应堆本体屏蔽设计分析、堆...
关键词：钍基熔盐堆 反应堆本体 耦合分析 设计 
含表面缺陷压力容器快速疲劳评定被引量：1
《机械工程师》2016年第5期94-96,共3页邝临源 郑连纲 王东辉 苏东川 孙英学 
中国核动力研究设计院青年基金(JJXM-QNJJ-11-12-004)
采用快速高效的方法完成了含表面缺陷压力容器的疲劳评定。该方法以核压力容器常用材料为研究对象,给出了关键参数的取值和适用范围。以压力容器的圆筒形结构为典型结构、M310机组一回路温度-压力瞬态为载荷输入,归纳了应力幅值的计算...
关键词：压力容器 表面缺陷 疲劳评定 累积使用系数 
含凹坑缺陷结构疲劳寿命的快速估算方法被引量：1
《核技术》2016年第4期90-94,共5页邝临源 郑连纲 苏东川 王东辉 孙英学 
中国核动力研究设计院青年基金(No.JJXM-QNJJ-11-12-004)资助~~
基于Miner线性累积损伤理论,探讨了含凹坑缺陷结构使用系数与相应的无缺陷结构使用系数之间的计算关系。在S-N曲线数据拟合的基础上,推导了许用循环次数的比值计算式,并以核压力容器常用材料为例,给出了计算式待定常数的取值及适用范围...
关键词：凹坑缺陷 疲劳寿命 S-N曲线 幂函数式 三参数式 
反应堆压力容器承压热冲击分析研究被引量：9
《核动力工程》2012年第1期1-3,13,共4页郑斌 臧峰刚 孙英学 
依据RCC-M规范和美国NRC 10CFR50.61,对存在假想裂纹的反应堆压力容器堆芯带区进行承压热冲击分析研究。计算核电厂寿期末的基准温度,并采用承压热冲击筛选准则进行评定;计算了承压热冲击瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子,并按RCC-M规...
关键词：反应堆 压力容器 断裂 承压热冲击 应力强度因子 
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