堆内构件相关论文
以“华龙一号”反应堆堆内构件中的堆芯支承板为研究对象，结合流致振动现场试验的数据，探究流致振动引起的振动噪声对堆芯支承板在服......
堆内构件螺栓长期处于高温高压以及高辐射环境，连接围板与成形板的螺栓存在辐照促应力腐蚀开裂（IASCC）现象。为提前预测螺栓在应力腐......
针对钴基合金手工TIG堆焊出现的焊接质量问题,开展了钴基合金激光同轴送粉增材制造工艺研究,包括激光功率、送粉速率、扫描速度等......
介绍了用于核电站反应堆压力容器堆内构件S21800奥氏体不锈钢锻棒的制造工艺,浅析了S21800奥氏体不锈钢锻棒的关键制造工序.制造的......
核电关键设备及构筑物的服役寿命预测是制约核电站安全评价及延寿论证的技术瓶颈.目前,国内核电关键材料老化机理研究不够深入、基......
简要介绍了田湾核电站在调试阶段的启动调试测量系统(SAMS系统)中对堆内构件振动测量的方法和结果.通过对调试阶段SAMS系统测量数......
在简述10MW高温气冷实验堆石墨堆内构件的组成结构后,重点对侧反射层石墨砖在整个寿期内正常运行工况和事故工况下的应力和变形进......
堆内构件是反应堆内的关键部件,为核燃料组件提供支承与定位,它既需要精确定位,还要防止流致振动导致的疲劳破坏.钴基合金具有良好......
离散纵标（又称SN）方法是反应堆堆内构件释热率、RPV处快中子注量率计算中最常用的方法之一。计算机的飞速发展和三维离散纵标方法的......
反应堆堆内构件上腔室流场对于反应堆驱动机构的正常运行具有重要影响.运用CFD模拟与计算反应堆堆内构件上腔室的流场分布,可以大......
压水堆核电厂反应堆堆内构件联接件在高温、辐照环境中工作，承受由水流、地震等引起的动态载荷，而其中的流致振动往往会导致联接件的......
本文是CNP1000反应堆堆内构件流致振动试验研究的结构振动特性理论计算分析报告之一,采用ANSYS对CNP1000反应堆堆内构件上部组件及......
核反应堆是一个非常庞大而复杂的系统.其内部不仅有大量可裂变物质,而且为了维护其功能,内部结构形式复杂多样.承重板、重水箱、内......
反应堆堆内构件的老化涉及面很广,包括结构、材料、力学、水化学等许多专业,是一个多学科、多专业交叉的领域.本文结合近期开展的......
控氮奥氏体不锈钢通过向奥氏体不锈钢中加入适量的氮和降低碳含量,可以提高钢的强度,改善钢的耐腐蚀性能,而基本上不影响钢的塑性......
反应堆堆内构件的动力学形态是关系到反应堆运行安全的重要因素，为此对堆内构件在空气和静水中的模态计算是对其流固耦合振动的重要......
本文简要描述了秦山二期1＃反应堆堆内构件在热态功能试验（HFT）期间进行流致振动现场实测的主要内容。该项工作是在工程调试规定的有限......
吊篮简体径向支承键是堆内构件中的关键部件.通过对径向支承键的不锈钢钴基合金堆焊的工艺及堆焊性能分析.结合对某项目的 径向支......
在核电厂堆内构件中,如果螺纹联接结构的联接件和基体采用两种不同的材料,由于螺纹联接件材料的热膨胀系数小于基体材料,在升温过......
研究了304NG超低碳控氮不锈钢(固溶退火态和敏化态)和0Cr18Ni10Ti不锈钢(固溶退火态)在250℃高温高压水中的电化学行为和应力腐蚀......
经过多年努力,AP1000核电技术的国产化再次获得实质性突破。日前,由上海电气旗下的上海第一机床承制的首台国产AP1000核电站堆内构......
我国第一台30万千瓦核电站堆内构件制造任务已告完成,并通过国家级验收。堆内构件是核电站的“心脏”,国外对这一技术历来严格保......
在核电站中,开展与安全有关的结构系统的在线评估及在役检修是保障核电站安全运行的基本措施。压水堆堆内构件的振动监测系统用于......
控制棒导向筒开口销是核电厂堆内构件的关键连接部件,长期运行后应力腐蚀裂纹是影响开口销质量的重要隐患.为实现控制棒导向筒开口......
堆内构件导向筒组件是整个控制棒驱动线的重要组成部分,其结构型式影响着上腔室的压降以及流致振动特性。导向筒组件制造精度以及......
近日,以“创新驱动发展、科技引领未来”为主题的国家“十二五”科技创新成就展在北京展览馆举行,集中展示了五年来我国科技领域最......
中国一重始建于1954年,在长半个世纪的核电装备研制道路上,顽强攻关,承担起了核电国产化的重任。从上世纪90年代,中国一重就承担了......
各有关单位：现将《孩用水下照明装置》一项强制性行业标准和《压水堆核电厂堆内构件设计准则》等九项推荐性行业标准予以颁布，自1999......
反应堆堆内构件是核电厂的关键设备,用于支承堆芯,主要失效模式是振动疲劳.国和一号堆内构件需根据RG1.20完成振动综合评价.RG 1.2......
由于堆内构件热膨胀和安装方面的要求,堆内构件在轴向和径向都要有一定的空间裕度。堆内构件在流经它的高速流体作用下产生振动,......
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中国机械工程学会动力工程学会举办的“第三次核电学术交流会”于1982年4月23日至26日在武汉召开。
The “Third Nuclear Power ......
450MW热功率压水反应堆是为上海石化总厂核热电站设计的,本文将介绍该反应堆的一般概貌及设计思想。
The 450 MW thermal power P......
由上海动力设备有限公司和上海锅炉厂有限公司、上海第一机床厂制造的清华大学10MW高温气冷堆设备——蒸发器、压力壳、堆内构件,1......
分别采用壳单元模型和多串梁模型对２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）紧贴式安全壳，压力壳及吊篮，上部导向架等堆内构件进行了详细的动力分析。壳模型中各部件......
在核电厂运行过程中,反应堆堆内构件一直受到比较严重的水力冲刷和振动,因此要求在反应堆换料时对其进行结构完整性和表面沉积物......
核电站反应堆发生泄漏的最主要原因是反应堆堆内构件发生振动。引起堆内构件振动的诸多因素都具有随机性和模糊性。此文将模糊可......
CEFR堆容器及堆内构件是一体化的池式结构。反应堆容器为双层结构,包括主容器和保护容器,堆容器直径约8m,高12.6m。一回路全部主要......
分析了压水堆核电厂中子噪声功率密度谱的计算方法,利用该方法以核电厂堆内构件振动监测系统长期的监测数据为基础,计算了中子噪声......
在CAP1000反应堆中,使用了压力容器直接安全注射方式.由于安全注射管嘴和堆内构件的布置方式可能导致堆内构件承受较强的低温水影......
堆芯中子注量率测量系统指套管磨损现象在在役的中国改进型百万千瓦级(1000 MW)压水堆核电厂中普遍存在.为深入了解指套管磨损现象......
围板螺栓是核电厂堆内构件的关键连接部件,长期服役下可能产生辐照应力腐蚀裂纹(IASCC)等缺陷,有必要对其结构完整性进行无损检测.......
针对核电站堆内构件用不锈钢的辐照加速应力腐蚀开裂（IASCC）问题，分析了发生IASCC的可能机制，论述了进行IASCC模拟研究的方法，提出了缓......
近日,国家能源局批准《压水堆核电厂用不锈钢第40部分:堆内构件用奥氏体不锈钢锻件》等133项行业标准,其中能源标准(NB)58项和电力......
核电反应堆堆内构件在反应堆延寿分析中需考虑设备材料的辐照老化。目前国内尚无堆内构件材料的具体辐照数据,同时针对不同堆型及......
海阳核电厂1号核电机组堆内构件在制造过程中因热处理变形导致下堆芯支撑板平面度和燃料组件定位销孔的位置度超差。设计方在原因......
