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VVER-1200核电站安全级执行器驱动指令优先级研究
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作者 夏利民 王潇 +1 位作者 白玮 鲁超 《自动化仪表》 2026年第1期49-54,共6页
安全级执行器作为核电站重要的组成部分,需要在不同工况下执行不同的动作,以实现核电站的安全保护功能和控制功能。在核电站仪控系统设计时,需考虑来自不同的仪控系统/设备的安全级执行器驱动指令优先级方案,以实现安全级执行器的指令... 安全级执行器作为核电站重要的组成部分,需要在不同工况下执行不同的动作,以实现核电站的安全保护功能和控制功能。在核电站仪控系统设计时,需考虑来自不同的仪控系统/设备的安全级执行器驱动指令优先级方案,以实现安全级执行器的指令优先级处理和驱动功能。以水-水高能反应堆(VVER)-1200堆型核电站国产化平台的主仪控系统为基础,介绍了核电站安全级执行器驱动指令优先级设计原则和设计方法。进一步阐述了控制器、优先级设备以及电气开关盘等不同层级的优先级设计要求和目标。提出了适用于VVER-1200的优先级设计方案,并已成功应用于实际工程项目。该方案对于不同堆型核电站优先级控制方案设计和优先级驱动控制系统研发具有重要的借鉴意义。 展开更多
关键词 水-水高能反应堆 核电站 安全级 仪控系统 执行器 驱动指令 优先级
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Application of Peps in Stress Analysis of Nuclear Piping 被引量:1
2
作者 Rui Liu Zhiwei Fu Tieping Li 《Journal of Applied Mathematics and Physics》 2013年第6期57-61,共5页
According to the nuclear safety regulations, this paper discusses the mechanical analysis method for piping system. Peps program has advantages of stress analysis and evaluation for nuclear piping. First, this paper i... According to the nuclear safety regulations, this paper discusses the mechanical analysis method for piping system. Peps program has advantages of stress analysis and evaluation for nuclear piping. First, this paper introduces the Peps software, and discusses the process of stress analysis and evaluation for nuclear piping using the general finite element software;Secondly, taking nuclear class 2/3 piping system as an example, it uses Peps4.0 program to calculate the piping stress in variety of working conditions, such as weight, pressure, thermal expansion, earthquake, time-history force, and etc. Finally, the paper calculates the maximum stress and stress ratio according to the ASME. 展开更多
关键词 Peps nuclear class 2/3 PIPING ASME
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基于管道动态响应特征对核安全级阀门抗震鉴定试验输入的研究 被引量:1
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作者 王明毓 曹晖 刘雪林 《核动力工程》 北大核心 2025年第4期175-180,共6页
由于核安全级阀门可能位于不同的构筑物和楼层,所以抗震鉴定输入需要最大程度地包络所有可能情况,国内相关核电规范给出了建议的地震输入的频率和加速度关系,但没有指明其如何制定而来,也没有指引用户如何适应性修改。本文针对此问题进... 由于核安全级阀门可能位于不同的构筑物和楼层,所以抗震鉴定输入需要最大程度地包络所有可能情况,国内相关核电规范给出了建议的地震输入的频率和加速度关系,但没有指明其如何制定而来,也没有指引用户如何适应性修改。本文针对此问题进行了研究,通过对典型管道的地震响应特征的分析,归纳了管道系统对地震的放大特性,进而给出地震输入如何确定的理论方法,并对三代核电站给出了指导性加速度和频率要求。对于三代核电站阀门抗震鉴定常用的人工模拟时程多频波法和正弦拍波法,本文中提出的理论方法可以解释工程实践与国内规范之间的差异,同时对鉴定试验中地震输入如何进行适应性修改问题给出了建议。 展开更多
关键词 核安全级阀门 抗震鉴定 需要输入运动(RIM) 需要响应谱(RRS)
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NOD1与增强型绿色荧光蛋白标记的活化T细胞核因子2共表达细胞株的构建
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作者 王佳琪 李玉蕾 +2 位作者 雍政 周培岚 苏瑞斌 《药学学报》 北大核心 2025年第4期1012-1018,共7页
建立NOD1和增强型绿色荧光蛋白(EGFP)标记的活化T细胞核因子2(NFAT2)(EGFP-NFAT2)共表达细胞株。将pcDNA3.1-NOD1-3×Flag-hygro重组质粒转染至U2OS-EGFP-NFAT2细胞,经潮霉素压力筛选后加入脂多糖(lipopolysaccharides,LPS)孵育30 m... 建立NOD1和增强型绿色荧光蛋白(EGFP)标记的活化T细胞核因子2(NFAT2)(EGFP-NFAT2)共表达细胞株。将pcDNA3.1-NOD1-3×Flag-hygro重组质粒转染至U2OS-EGFP-NFAT2细胞,经潮霉素压力筛选后加入脂多糖(lipopolysaccharides,LPS)孵育30 min,通过高内涵筛选系统检测细胞核内绿色荧光强度,验证EGFP-NFAT2核转位,筛选得到46株稳定表达NOD1的细胞株U2OS-EGFP-NFAT2-NOD1,其中4号细胞株细胞核内绿色荧光强度最强,故选定其为U2OS-EGFP-NFAT2-NOD1细胞株进行功能验证。采用实时定量PCR(RT-qPCR)检测该细胞株中NOD1 mRNA水平和Western blot法检测NOD1蛋白的表达水平,结果显示在传代5~20代内NOD1 mRNA均稳定表达,并且该细胞株中可明显表达NOD1蛋白,而对照细胞U2OS-EGFP-NFAT2中未见NOD1蛋白表达。将U2OS-EGFP-NFAT2-NOD1细胞接种于96孔板,加入组蛋白(histone)孵育30 min,通过高内涵筛选系统检测EGFPNFAT2核转位,验证该细胞株NOD1功能的特异性,发现组蛋白在不同浓度范围内使U2OS-EGFP-NFAT2-NOD1稳转细胞中EGFP-NFAT2核转位明显增加。将U2OS-EGFP-NFAT2-NOD1稳转细胞株分为溶媒对照组、NOD1拮抗剂nodinitib-1+组蛋白组、组蛋白组。药物孵育时间均为30 min。通过高内涵筛选系统观测EGFP-NFAT2核转位,结果表明与组蛋白组比较,nodinitib-1+组蛋白组EGFP-NFAT2核转位较明显减弱(P<0.05)。以上结论表明成功构建了共表达NOD1和EGFP-NFAT2的稳转细胞U2OS-EGFP-NFAT2-NOD1,可用于靶向NOD1的病原微生物的抗性化合物筛选及其分子机制研究。 展开更多
关键词 病原微生物 NOD1受体 NFAT转录因子类 核转位实验 组蛋白
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核安全级DCS系统硬件设计图V&V方法研究
5
作者 冯健村 徐先柱 +1 位作者 刘飞 闫英明 《自动化博览》 2025年第6期54-58,共5页
本文以核安全级DCS系统硬件设计图为对象,研究了硬件设计图的验证与确认(V&V)方法,旨在提升设计质量和V&V效率。本文通过分析硬件设计图的类型、内容、特点及设计需求、法规标准和V&V难点,提出了一套以通用验证项为核心的V&... 本文以核安全级DCS系统硬件设计图为对象,研究了硬件设计图的验证与确认(V&V)方法,旨在提升设计质量和V&V效率。本文通过分析硬件设计图的类型、内容、特点及设计需求、法规标准和V&V难点,提出了一套以通用验证项为核心的V&V方法,并对通用验证项的验证过程进行了说明。该方法基于需求文件、法规标准和设计规范,对硬件设计图的正确性、准确性、完整性进行了验证,并通过项目实践检验了该方法的实际效果。实践结果表明,本文所提出的V&V方法显著提升了硬件设计图的设计质量,并提高了V&V效率。采用通用验证项的方式,该方法减少了验证人员熟悉大量设计需求和标准规范的压力,降低了工作复杂度,提升了V&V质量。此外,通过批量验证同类设计内容,验证人员避免了逐页、逐项验证的低效做法,显著提高了效率、缩短了工期、增强了效益。 展开更多
关键词 核安全级DCS 验证与确认 硬件设计图 通用验证项
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VRLA电池作为核电厂1E级蓄电池可行性分析
6
作者 毕文鹏 《科技创新与应用》 2025年第34期21-24,共4页
在核电厂中,1E级蓄电池的应用十分关键,可以在核电厂供电中出现问题时,作为其最后一道安全保护屏障,从而确保核电厂设备安全运行。因此,1E级蓄电池的选择十分关键。VRLA电池作为阀控式密封铅酸蓄电池,具有密闭性强、安全性高、使用成本... 在核电厂中,1E级蓄电池的应用十分关键,可以在核电厂供电中出现问题时,作为其最后一道安全保护屏障,从而确保核电厂设备安全运行。因此,1E级蓄电池的选择十分关键。VRLA电池作为阀控式密封铅酸蓄电池,具有密闭性强、安全性高、使用成本低等特点,若将其用作核电厂1E级蓄电池,可有效满足其功能性需求。基于此,该文以VRLA电池与1E级蓄电池特点作为切入点,简要论述VRLA电池作为核电厂1E级蓄电池的可行性判断原则,并对正极板栅腐蚀、正极活性物质软化、负极汇流排腐蚀、电解液干涸、热失控和不可逆硫酸盐化等6大失效模式加以分析,从而对VRLA电池作为核电厂1E级蓄电池的可行性分析工作提供参考。 展开更多
关键词 VRLA电池 核电厂 1E级蓄电池 可行性分析 正负极
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核级蝶阀的模糊故障树分析 被引量:8
7
作者 安宗文 祝红林 +2 位作者 张鹏 黄建龙 邵兵 《兰州理工大学学报》 CAS 北大核心 2011年第2期57-60,共4页
为提高核级蝶阀的可靠性,引进模糊故障树的分析方法.建立核级蝶阀失效故障树,得到其最小割集,确定核级蝶阀在设计和运行阶段的薄弱环节,以采取提高可靠性的措施.提出可引用模糊故障树计算方法,对所建故障树进行定量计算,为核级蝶阀的合... 为提高核级蝶阀的可靠性,引进模糊故障树的分析方法.建立核级蝶阀失效故障树,得到其最小割集,确定核级蝶阀在设计和运行阶段的薄弱环节,以采取提高可靠性的措施.提出可引用模糊故障树计算方法,对所建故障树进行定量计算,为核级蝶阀的合理维护提供参考依据.以密封圈损坏为例,得到密封圈损坏的概率为[0.005,0.024 9]. 展开更多
关键词 核级蝶阀 故障树 模糊分析
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核电厂1E级电气设备鉴定试验研究 被引量:16
8
作者 王广金 刘燕 +2 位作者 刘江燕 郑兰疆 周天 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第4期131-134,共4页
以相关标准及技术资料为基础,介绍了核电厂1E级电气设备鉴定的方法和原则。对核电厂设备鉴定的方法和试验程序以及国内试验条件进行了深入分析。研究表明,现阶段我国1E级电气设备应以型式试验法为主。文章还给出了鉴定试验流程、需提供... 以相关标准及技术资料为基础,介绍了核电厂1E级电气设备鉴定的方法和原则。对核电厂设备鉴定的方法和试验程序以及国内试验条件进行了深入分析。研究表明,现阶段我国1E级电气设备应以型式试验法为主。文章还给出了鉴定试验流程、需提供的文件、试验项目及相关验收准则。 展开更多
关键词 核电厂 1E级电气设备 鉴定试验
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基于IVYA-OCSVM的设备异常检测方法研究
9
作者 王琳 周树桥 +2 位作者 张天昊 郭超 黄晓津 《自动化仪表》 2025年第9期144-148,154,共6页
针对当前核电站设备异常检测领域广泛应用的固定阈值法所存在的报警实时性低、误报率高的问题,提出了一种采用常青藤算法(IVYA)优化单分类支持向量机(OCSVM)的设备异常检测方法。通过对监测数据提取合适的特征,利用OCSVM对正常状态下的... 针对当前核电站设备异常检测领域广泛应用的固定阈值法所存在的报警实时性低、误报率高的问题,提出了一种采用常青藤算法(IVYA)优化单分类支持向量机(OCSVM)的设备异常检测方法。通过对监测数据提取合适的特征,利用OCSVM对正常状态下的数据特征进行学习。针对OCSVM参数寻优问题,设计了以减小模型误报率和漏报率为目标的目标函数。在此基础上引入IVYA对OCSVM参数进行优化,构建了性能优异的IVYA-OCSVM异常检测模型。在基于实际数据的对比验证中,所提方法的异常检测准确率为97.61%,优于对比方法,验证了所提方法的有效性与优异性。所提方法有望应用于核电站的关键敏感设备或其他行业设备检测数据的分析,以提升异常检测的准确性和核电站运行的安全性。 展开更多
关键词 核电站 核电设备 异常检测 目标函数 常青藤算法 单分类支持向量机
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核级阀门抗震鉴定试验方法探讨 被引量:8
10
作者 李琦 李朋洲 +3 位作者 杜建勇 李天勇 孙磊 李鹏飞 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第S2期58-61,共4页
核级阀门必须通过抗震鉴定,抗震试验是阀门的主要鉴定方法。在第1次对阀门进行抗震鉴定时,宜采用试验法。现有的阀门抗震鉴定规范中,阀门抗震试验方法有单频正弦拍波法、连续正弦扫波法、多频波法等。本文以某型号阀门为例开展抗震鉴定... 核级阀门必须通过抗震鉴定,抗震试验是阀门的主要鉴定方法。在第1次对阀门进行抗震鉴定时,宜采用试验法。现有的阀门抗震鉴定规范中,阀门抗震试验方法有单频正弦拍波法、连续正弦扫波法、多频波法等。本文以某型号阀门为例开展抗震鉴定试验,初步比较了这3类试验方法的结果差异,为核级阀门的抗震鉴定提供了思路和参考。 展开更多
关键词 核级阀门 抗震鉴定 试验方法
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核安全一级主管道疲劳校核 被引量:5
11
作者 王庆 房永刚 +2 位作者 初起宝 徐宇 李海龙 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第8期1428-1433,共6页
本文对某核电厂主管道疲劳及热棘轮进行了独立校核。校核采用基于RCC-M标准的ROCOCO软件,比较了RCC-M标准与ASME标准在核安全一级管道疲劳评价方面的差异。对比的主要方面包括疲劳设计的计算范围界定、一次加二次应力强度的计算方法、... 本文对某核电厂主管道疲劳及热棘轮进行了独立校核。校核采用基于RCC-M标准的ROCOCO软件,比较了RCC-M标准与ASME标准在核安全一级管道疲劳评价方面的差异。对比的主要方面包括疲劳设计的计算范围界定、一次加二次应力强度的计算方法、弹塑性修正系数的计算、动态载荷叠加方法等。通过对ROCOCO中与ASME标准不一致的算法进行修正,得到主管道冷段壁厚65 mm和55mm的疲劳使用系数和热棘轮设计裕量。结果表明:某核电厂主管道最小壁厚不能小于55 mm,55mm壁厚的热棘轮设计值达到许用值的95%。 展开更多
关键词 核安全一级管道 疲劳分析 热棘轮 ASME RCC-M
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VRLA电池作为核电厂1E级蓄电池可行性探讨 被引量:6
12
作者 陈冬 陆佩芳 +1 位作者 相佳媛 倪丹 《电源技术》 CAS CSCD 北大核心 2018年第10期1589-1592,共4页
核电厂采用1E级蓄电池为富液式铅酸蓄电池,而富液式蓄电池无法同时满足三代非能动核电站大电流和长时间放电性能要求。通过富液式铅酸蓄电池和阀控式铅酸蓄电池性能对比,结合核电厂1E级蓄电池的使用工况,从电池综合性能及安全性角度探... 核电厂采用1E级蓄电池为富液式铅酸蓄电池,而富液式蓄电池无法同时满足三代非能动核电站大电流和长时间放电性能要求。通过富液式铅酸蓄电池和阀控式铅酸蓄电池性能对比,结合核电厂1E级蓄电池的使用工况,从电池综合性能及安全性角度探讨了阀控式铅酸蓄电池作为核电厂1E级蓄电池可行性。 展开更多
关键词 核电 1E级 VRLA电池 失效模式 显著老化机理
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核级主给水控制阀性能评估技术研究 被引量:4
13
作者 刘庆民 高照杰 +2 位作者 林锋 张强升 吴欣 《机械强度》 CAS CSCD 北大核心 2015年第5期910-916,共7页
针对核二级主给水控制阀抗震性能评估的要求,基于ASME规范和Femap+NX Nastran有限元平台,研究核阀虚拟性能评估技术。首先,针对直立式控制阀门的结构特点,提出了直立式控制阀执行机构力学模型,给出了结构风险评估及改进方法。然后,对于... 针对核二级主给水控制阀抗震性能评估的要求,基于ASME规范和Femap+NX Nastran有限元平台,研究核阀虚拟性能评估技术。首先,针对直立式控制阀门的结构特点,提出了直立式控制阀执行机构力学模型,给出了结构风险评估及改进方法。然后,对于某型号控制阀进行仿真分析,通过实验数据和仿真数据的对比,验证了有限元分析技术的有效性;最后,对所设计的核二级主给水控制阀在地震载荷及设计组合载荷作用下的抗震性能进行分析。典型部位处的应力仿真结果与经验公式计算结果误差小于5%。仿真结果表明所设计阀门整体自振频率大于33 Hz,具有良好的抗震性能,并且各工况下阀门承受应力在许用应力范围内,满足设计要求。 展开更多
关键词 有限元 核二级 主给水控制阀 性能评估
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核级奥氏体不锈钢无缝钢管晶间腐蚀研究 被引量:5
14
作者 李茂林 成欢 +1 位作者 武贵斌 严峰鹤 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2014年第8期75-77,共3页
在核级奥氏体不锈钢无缝钢管晶间腐蚀试验的基础上,结合该不锈钢无缝钢管的生产制造工艺和敏化热处理过程,分析得出该无缝钢管在敏化热处理后的微观组织为γ奥氏体+δ铁素体+M23C6碳化物,M23C6碳化物大量析出而造成的晶界贫Cr是晶间腐... 在核级奥氏体不锈钢无缝钢管晶间腐蚀试验的基础上,结合该不锈钢无缝钢管的生产制造工艺和敏化热处理过程,分析得出该无缝钢管在敏化热处理后的微观组织为γ奥氏体+δ铁素体+M23C6碳化物,M23C6碳化物大量析出而造成的晶界贫Cr是晶间腐蚀试验不合格的主要原因,且δ铁素体的存在对该核级奥氏体不锈钢无缝钢管的耐晶间腐蚀性存在不利影响。为保证该类型核级奥氏体不锈钢无缝钢管的晶间腐蚀性能,建议在满足化学成分设计要求的前提下优化元素含量配置和采取更为优异的固溶热处理制度。 展开更多
关键词 核级奥氏体不锈钢 无缝钢管 晶间腐蚀 敏化热处理
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主蒸汽隔离阀样机地震静载试验研究技术探讨 被引量:2
15
作者 刘理涛 徐昱根 +1 位作者 丛滨 柳琳琳 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第A01期140-142,共3页
为验证阀门在地震载荷作用下的结构完整性和可操纵性,本文探讨了具有正常开启和关闭功能及安全快速关闭功能的主蒸汽隔离阀地震静载试验的技术要点,开以一个实际样机试验为例,描述了主蒸汽隔离阀样机地震静载试验的试验方法及其试验结... 为验证阀门在地震载荷作用下的结构完整性和可操纵性,本文探讨了具有正常开启和关闭功能及安全快速关闭功能的主蒸汽隔离阀地震静载试验的技术要点,开以一个实际样机试验为例,描述了主蒸汽隔离阀样机地震静载试验的试验方法及其试验结果。试验结果表明其结构完整性和可操纵性满足要求。 展开更多
关键词 核二级 主蒸汽隔离阀 地震静载
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核安全级DCS功能安全与信息安全权衡技术 被引量:7
16
作者 靳江红 夏侨丽 莫昌瑜 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第1期100-106,共7页
以典型核安全级分布式控制系统(DCS)为例,应用故障模式与脆弱性影响分析(FMVEA)技术评估功能安全与信息安全的兼容性,并采用事件树和风险分析相结合的方法给出功能安全与信息安全协同解决方案,最终得到核安全级DCS功能安全与信息安全一... 以典型核安全级分布式控制系统(DCS)为例,应用故障模式与脆弱性影响分析(FMVEA)技术评估功能安全与信息安全的兼容性,并采用事件树和风险分析相结合的方法给出功能安全与信息安全协同解决方案,最终得到核安全级DCS功能安全与信息安全一体化防护措施。一体化防护措施实践结果表明,应用权衡技术得到信息安全措施,可以较好地兼容原有功能安全措施。因此,本研究建立的权衡技术可以应用于核安全级DCS信息安全设计工作。 展开更多
关键词 核安全级分布式控制系统(DCS) 功能安全 信息安全 FMVEA 事件树
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核级电缆火灾危险性实验 被引量:6
17
作者 彭玉辉 蒋帅 《船海工程》 北大核心 2017年第3期122-124,127,共4页
采用锥形量热仪,以核级电缆为研究对象,实验测试核级电缆在不同外加热辐射、电缆护套厚度情况下在燃烧过程中的热释放速率、质量损失速率、烟气生成速率等燃烧特性。
关键词 核级电缆 热释放速率 质量损失速率 烟气生成速率
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10MW高温气冷实验堆氦气安全阀的设计与性能试验 被引量:4
18
作者 吴莘馨 董建令 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2004年第4期332-336,共5页
10MW高温气冷实验堆(HTR-10)一回路安全泄放系统安装了两台核一级氦气安全阀,对反应堆一回路进行超压保护,是保证HTR-10安全的重要设备之一。本文介绍了氦气安全阀的设计要求、结构特点及性能要求,并按相关规范要求对其性能进行了实验... 10MW高温气冷实验堆(HTR-10)一回路安全泄放系统安装了两台核一级氦气安全阀,对反应堆一回路进行超压保护,是保证HTR-10安全的重要设备之一。本文介绍了氦气安全阀的设计要求、结构特点及性能要求,并按相关规范要求对其性能进行了实验验证。结果表明,安全阀的性能满足设计要求。 展开更多
关键词 高温气冷堆 核级阀门 阀门设计
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AP1000核电厂1E级仪表的设备鉴定 被引量:2
19
作者 毛欢 钱鸿涛 +1 位作者 阙骥 付陟玮 《上海交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第S1期75-78,共4页
针对AP1000核电厂1E级仪表的设备鉴定进行了总体研究.首先分析了AP1000核电厂设备鉴定的环境条件、鉴定合格期限、事故后可运行时间等基本要素,随后在环境鉴定、抗震鉴定和电磁兼容性鉴定三个方面分析了AP1000核电厂1E级仪表的设备鉴定... 针对AP1000核电厂1E级仪表的设备鉴定进行了总体研究.首先分析了AP1000核电厂设备鉴定的环境条件、鉴定合格期限、事故后可运行时间等基本要素,随后在环境鉴定、抗震鉴定和电磁兼容性鉴定三个方面分析了AP1000核电厂1E级仪表的设备鉴定.环境鉴定方面主要分析了所参考的标准、鉴定要求和所采取的试验项目.抗震鉴定方面分析了所参考的标准,不同设备、不同标高需满足的抗震响应谱要求.电磁兼容性鉴定方面分析了所参考的标准、发射试验和抗扰度试验的具体要求.研究表明,AP1000核电厂的1E级仪表鉴定对试验要求、试验方法等都提出了更高的要求. 展开更多
关键词 AP1000 核电厂 1E级仪表 设备鉴定
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核安全一级管道应力计算程序比较 被引量:4
20
作者 刘锐 王明毓 李铁萍 《压力容器》 2016年第4期18-23,共6页
针对核电站项目的特殊性,按照RCC-M规范,以某稳压器先导管为例,比较Peps程序与SYSPIPE程序对某核安全一级管道的应力计算差别。计算结果表明,在O级工况下,SYSPIPE与Peps应力计算结果非常接近,最大应力比误差为1.9%;在A,D级工况下,SYSPIP... 针对核电站项目的特殊性,按照RCC-M规范,以某稳压器先导管为例,比较Peps程序与SYSPIPE程序对某核安全一级管道的应力计算差别。计算结果表明,在O级工况下,SYSPIPE与Peps应力计算结果非常接近,最大应力比误差为1.9%;在A,D级工况下,SYSPIPE与Peps最大应力比计算结果误差分别为3.1%,3.2%,在管道设计与校核计算中需要重点关注;疲劳使用系数几乎为零,SYSPIPE与Peps计算结果相当。分析过程和计算结果为管道设计者和计算校核者提供一定的参考。 展开更多
关键词 核安全 一级管道 应力计算
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