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姚伟达;谢永诚;贺寅彪;张明;姚彦贵;;现代反应堆结构力学之特点和前景[A];第十七届全国反应堆结构力学会议论文集[C];2012年快捷付款方式订购知网充值卡订购热线帮助中心微信支付支付宝银行卡知网卡在线购卡更多>>免费送卡上门银行汇款购卡...
反应堆压力容器出口接管力学分析.pdf.第15届全国反应堆结构力学会议论文集241反应堆压力容器出口接管力学分析（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室，四川成都610041）摘要：在核电站的运行过程中，反应堆压力容器出口接管需...
第15届全国反应堆结构力学会议论文集553(清华大学核能与新能源技术研究院，北京100084)摘要：为适应国内高温气冷堆示范工程（HTR-PM）中所用核石墨的要求，选用德国炭素材料抗拉强度实验标准DIN51914-1985对国产C种核石墨的拉伸强度...
棒包壳管的微动损伤分析.唐力晨霍永忠丁淑蓉陈力奋钱浩谢永诚宁东刘家正.【摘要】：流致振动引起的棒与格架间的微动损伤被认为是造成棒失效的一个重要原因。.本文在复旦大学与上海核工程研究设计院共同承担的863项目(元件微动...
CPR1000反应堆压力容器密封性能模拟技术研究.【摘要】：压水型核反应堆压力容器的密封性能是保证核电厂安全运行的关键因素之一。.为了探索反应堆压力容器密封性能的数值模拟技术,本文建立了CPR1000反应堆压力容器(RPV)密封结构的热弹塑性三维有限元分析...
第十七届全国反应堆结构力学会议新闻类型:学术动态发布时间:2012-11-0800:00来源：力学与工程学院信息更新：中国力学学会2012年10月15-17日，由中国力学学会反应堆结构力学专业委员会主办，上海核工程研究设计院承办，上海市核学会协办的“第17届全国反应堆结构力学会议”在上海召开。
高永建;;反应堆压力容器堆芯支承块及附近下封头应力分析和评定[A];第十七届全国反应堆结构力学会议论文集[C];2012年6姚彦贵;宁冬;武志玮;曹明;谢永诚;贺寅彪;姚伟达;;假想堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器完整性的研究进展与建议[A];第十七届全国反应堆结构力学会议论文集[C];2012年
反应堆压力容器的结构选型和材料选择方面,本文主要论述当今压水堆主力堆型所选用的成熟的结构型式和母材材料特点。结构失效模式分析主要依据反应堆压力容器结构和载荷、冷却介质特性、工况及运行环境等因素,详细列出结构可能发生的失效模式,用于后续针对特定的失效模式进行详细的分析...
三代核电反应堆压力容器结构对比.刘强.【摘要】：通过对国外核电技术的引进、消化和创新,我国核电已经走上了蓬勃发展的道路,目前我国主要建造的核电厂以三代核电为主。.主要分为CAP1000、AP1000和华龙一号等堆型,而其中反应堆压力容器是安置核反应堆并...
小型核反应堆非对称运行数值分析.郑云涛.【摘要】：在海洋条件下核动力装置的运行工况改变频繁,运行过程中很可能会出现各种异常工况,异常工况下的运行对反应堆中子动力学行为和热工安全有很大影响。.为了确保船用核动力装置的生命力及人员的安全,在...
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反应堆压力容器出口接管力学分析.pdf.第15届全国反应堆结构力学会议论文集241反应堆压力容器出口接管力学分析（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室，四川成都610041）摘要：在核电站的运行过程中，反应堆压力容器出口接管需...
第15届全国反应堆结构力学会议论文集553(清华大学核能与新能源技术研究院，北京100084)摘要：为适应国内高温气冷堆示范工程（HTR-PM）中所用核石墨的要求，选用德国炭素材料抗拉强度实验标准DIN51914-1985对国产C种核石墨的拉伸强度...
棒包壳管的微动损伤分析.唐力晨霍永忠丁淑蓉陈力奋钱浩谢永诚宁东刘家正.【摘要】：流致振动引起的棒与格架间的微动损伤被认为是造成棒失效的一个重要原因。.本文在复旦大学与上海核工程研究设计院共同承担的863项目(元件微动...
CPR1000反应堆压力容器密封性能模拟技术研究.【摘要】：压水型核反应堆压力容器的密封性能是保证核电厂安全运行的关键因素之一。.为了探索反应堆压力容器密封性能的数值模拟技术,本文建立了CPR1000反应堆压力容器(RPV)密封结构的热弹塑性三维有限元分析...
第十七届全国反应堆结构力学会议新闻类型:学术动态发布时间:2012-11-0800:00来源：力学与工程学院信息更新：中国力学学会2012年10月15-17日，由中国力学学会反应堆结构力学专业委员会主办，上海核工程研究设计院承办，上海市核学会协办的“第17届全国反应堆结构力学会议”在上海召开。
高永建;;反应堆压力容器堆芯支承块及附近下封头应力分析和评定[A];第十七届全国反应堆结构力学会议论文集[C];2012年6姚彦贵;宁冬;武志玮;曹明;谢永诚;贺寅彪;姚伟达;;假想堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器完整性的研究进展与建议[A];第十七届全国反应堆结构力学会议论文集[C];2012年
反应堆压力容器的结构选型和材料选择方面,本文主要论述当今压水堆主力堆型所选用的成熟的结构型式和母材材料特点。结构失效模式分析主要依据反应堆压力容器结构和载荷、冷却介质特性、工况及运行环境等因素,详细列出结构可能发生的失效模式,用于后续针对特定的失效模式进行详细的分析...
三代核电反应堆压力容器结构对比.刘强.【摘要】：通过对国外核电技术的引进、消化和创新,我国核电已经走上了蓬勃发展的道路,目前我国主要建造的核电厂以三代核电为主。.主要分为CAP1000、AP1000和华龙一号等堆型,而其中反应堆压力容器是安置核反应堆并...
小型核反应堆非对称运行数值分析.郑云涛.【摘要】：在海洋条件下核动力装置的运行工况改变频繁,运行过程中很可能会出现各种异常工况,异常工况下的运行对反应堆中子动力学行为和热工安全有很大影响。.为了确保船用核动力装置的生命力及人员的安全,在...
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