摘要：根据18-5临界装置某机柜抗震试验分析的要求,利用ANSYS大型通用有限元程序,建立临界装置厂房结构的有限元模型。在其地基处输入给定的位移时程,对结构进行动力分析,计算得到厂房结构中机柜位置处的位移时程、加速度时程等力学量。用该关键位置处的加速度时程计算其相应的加速度响应谱,分别给出了运行基准地震(OBE)和安全停堆地震(SSE)作用下该厂房标高3.50 m主控制室位置处阻尼比为2%、4%、5%和7%的楼层响应谱。

摘要：文中确定了某反应堆主管道发生中破口时流体喷射推力函数;并对管系在此推力函数作用下的甩动进行了理论分析。然后就该响应对反应堆出口接管的影响进行了评价。结果表明:主管道系统在发生中破口时不会产生严重的甩振现象;振动的管道传递给接管的荷载不大。

摘要：按照RCC-M规范的要求,建立了秦山核电厂二期扩建工程反应堆稳压器波动管接管嘴的1/4模型,进行完全的循环弹塑性分析。文中的载荷循环次数为10次,采用最保守的方法外推接管嘴在循环载荷作用100次后的累积平均应变,即认为11～100步的应变增量与第10步相等,将前10步的累计应变与90个第10步的应变增量相加。计算结果表明:反应堆稳压器波动管接管嘴在最严厉的包络载荷作用下,结构的变形是收敛的,不会发生渐进性变形,即稳压器波动管的设计满足规范要求。

摘要：核电厂一回路系统设备的接管嘴与管道的焊缝结构广泛应用合金81/182,该类焊缝为异种金属焊(DMW),DMW焊缝对一次侧水应力腐蚀(PWSCC)较为敏感,运行过程中易发生裂纹泄漏等问题。堆焊修复方法在国外核电处理该类问题得到广泛应用。本文基于秦山一期核电厂稳压器喷雾管接管嘴尺寸,建立轴对称有限元模型,采用生死单元模拟焊接过程的瞬态热输入,研究了结构在堆焊修复过程中温度场的变化分布特性,将计算得到的结构热分布历程作为热载荷,进而获得了堆焊修复过程中结构残余应力的变化特性,结果表明堆焊修复完成后,DMW焊缝区域内壁的残余应力能够起到控制PWSCC的作用。

摘要：建立与模型结构的非线性边界条件(间隙)相符合的数学模型,应用试验中测量得到的冲击台面上管道模型支承处的加速度时程作为输入载荷,采用ANSYS大型通用有限元程序,进行一系列的几何非线性瞬态动力时程分析,计算管道模型在冲击载荷作用下的非线性动力响应,将计算结果与试验的测量值进行比较。通过对各种计算方案的几何非线性冲击动力瞬态时程计算分析结果与试验的测量值之间的分析比较,探索支承间隙的合理模拟方法。

摘要：开展核动力装置典型板壳型支承结构模型冲击性能试验,以试验数据为依据进行数值计算分析,初步探索该类结构抗冲击设计规范中强度评定准则的保守性。结果显示,当试验体的弹性名义应力远远高于规范中规定的许用应力值时,试验支承结构仍保持了结构完整性,表明现行支承结构抗冲击设计评价准则存在较大的保守裕量。对现行的板壳型支承结构抗冲击评定方法进行初步研究后,建议对此类结构现行抗冲击设计评定准则修改:保持实际屈服强度不变,在利用NF3200进行联合载荷下的应力计算时,建议将冲击载荷作用引起的冲击应力乘上0.5的系数,计算结果仍有一定的保守性;或保持应力计算式不变,建议将GJB1060.1-1991中实际屈服强度增大到原来的2倍左右。

摘要：为分析不锈钢管道抗冲击弹塑性设计时应力折减因子的保守裕量,采用自重、内压以及冲击载荷,并运用不同的载荷放大因子及线弹性和弹塑性两种计算方法,分别得到了3种载荷独立作用下不锈钢管道的名义弹性应力和实际塑性应变。通过比较分析结果,发现规范中对冲击载荷引起的应力折减因子取为0.25较为保守,提出冲击载荷的应力折减因子取0.2既能满足规范保守性要求又能降低评定标准的过度保守性。

摘要：用等效静加速度法、动态设计分析方法、设计谱法对管路系统进行了分析计算,并对计算结果进行了比较分析。通过该分析比较,使我们对管路系统冲击设计方法有了一个全面的认识。对于实际工程中选用冲击设计方法也有一定的借鉴作用。

摘要：建井施工中，大胆施行设计改革，通过对井筒支护，巷道布置，回采上限，水 及建井模式的设计改革，缩短建井工期，初步０．３Ｍｔ／ａ的矿井仅用２７个月建成。

摘要：本文综合论述了数据库管理系统(DBMS)的发展,着重阐述了未来第五代数据库管理系统的结构和功能,并较详细地分析了一个第五代数据库管理系统的雏形—PROBE的设计思想和研究方法。