承压热冲击相关论文
为了研究压水堆因安注冷水直接注入反应堆压力容器下降环腔而导致的承压热冲击(PTS)热工水力问题,基于1:10比例模型,应用计算流体......
根据R6规范第四版Ⅲ．3．3．1节内容，推导出一种二次应力塑性修正因子ρ的精确计算方法。有限元计算出了某反应堆压力容器（RPV ）在承压热冲......
反应堆压力容器（RPV）在承压热冲击（PTS）载荷下结构完整性评定中由于很多参数的假设是确定的,分析结果偏保守。实际上许多参数（如裂纹尺......
依据法规要求和国外的研究成果,对压水堆核电厂反应堆压力容器承压热冲击(PTS)的研究方法进行阐述.研究工作考虑和比较了不同的裂......
按照美国核管会最新所颁布的法规要求及研究成果,对于压水堆核电厂反应堆压力容器承压热冲击评估方法进 行阐述.按照有限元分析研......
按照有限元分析研究及热工水利系统程度,对承压热冲击下压力容器断裂力学进行分析研究,并且探索在不同瞬态下所具有的危险性能,了......
反应堆压力容器在承压热冲击下的安全性进行评定计算量极大,为提高计算速度及精度,对此类问题建立了有限元并行计算模型.在并行计......
为研究承压热冲击对含表面裂纹的核反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)的承载能力的影响,利用ABAQUS软件对裂纹周围的环......
介绍了承压热冲击(PTS)分析的背景和研究现状,阐述了基于确定性断裂力学的反应堆压力容器(RPV)结构完整性分析方法。分析了材料性......
失水事故（LOCA）瞬态下,具有半椭圆形表面裂纹的反应堆压力容器（RPV）承压热冲击（PTS）问题被研究。采用有限元方法计算瞬态过程的热-应力响......
在反应堆运行过程中发生严重的失水事故（LOCA）时，应急堆芯冷却系统启动，冷的安注水从安注接管注入反应堆压力容器（RPV）中，此时压力容器还......
反应堆压力容器（RPV）是核反应堆中不可替换的关键设备。田湾核电站在役前检查阶段，发现反应堆压力容器2＃焊缝存在超标缺陷，2＃焊缝处于堆......
反应堆压力容器（RPV）是核电站寿期内唯一不能更换的主设备，其安全可靠性尤其重要。当压水堆（PWR）一回路冷却剂系统发生破口失水事故（LOCA......
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......
主要研究核压力容器承压热冲击 (PTS)的瞬态过程，对热应力和机械应力产生的耦合效应进行分析，评价承压热冲击事件对容器强度的影响。......
热冲击下,反应堆压力容器中的热工水力特性是一个与反应堆安全密切相关的课题.本文在1/10的模型体上进行了高温高压下安全注水时流......
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......
在压水堆核电站运行中,某些工况可能会使反应堆压力容器(Reactor pressure vessels,RPV)经受承压热冲击(Pressurized thermal shoc......
反应堆压力容器(RPV)是核电站中的重要构件,由于制造工艺的限制以及运行工况的影响,核电站的整个服役周期内RPV上可能会存在裂纹类......
1980s美国核管会(NRC)发展的承压热冲击（Pressurized ThermalShock）法规和导则-10CFR50.61和R.G1.154的技术基础包含了必要的保守因......
在核电站的安全评价中,裂纹一般假定出现在反应堆的核心区。然而,反应堆压力容器（RPV）器壁中也会产生高的应力。承压热冲击（PTS）使RPV......
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 m......
为了研究压水堆因'直接安注'冷水注入压力容器下降环腔而导致的承压热冲击(PTS)热工水力问题,基于1:10比例模型,应用计算......
本文按1:10的比例建立了反应堆压力容器直接安注的试验模型,进行了流动可视化、常温常压下的传热与高温高压下的传热试验,并在试验......
依据美国核管会（NRC）最新法规要求和研究进展，阐述了压水堆核电厂反应堆压力容器（RPV）承压热冲击（PTS）最新评估方法。基于热工水力系统程......
本文对田湾核电站反应堆压力容器(RPV)2#焊缝进行了承压热冲击分析,输入数据来自俄罗斯专题报告[1]。计算结果表明,本文采用的应力......
