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检索条件"机构=深圳中广核工程设计有限公司核电安全监控技术与装备国家重点实验室"
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核电厂管道系统抵御超强台风能力研究
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《中国科技期刊数据库 工业A》2022年 第1期 213-216页
作者:张敏 刘浪 何孟夫核电安全监控技术与装备国家重点实验室广东深圳518000 深圳中广核工程设计有限公司广东深圳518000 
随着近年来气候变化,虽然台风登陆频度有所下降,但台风强度呈上升趋势,超强台风逐渐成为常态。超强台风特点就是中心压低,风力强,当超强台风达到一定程度,会有飞射物产生。为研究台风引起的风压和风生飞射物对核电厂管道系统的冲击破坏...
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核电厂一回路冷却剂过滤器智能监测方法
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《自动化应用》2023年 第18期64卷 106-108页
作者:黄怡彬 彭跃中广核工程有限公司核电安全监控技术与装备国家重点实验室广东深圳518172 深圳中广核工程设计有限公司广东深圳518172 
运行经验表明,一回路冷却剂过滤器经常出现非计划性的性能下降,导致化学与容积控制系统(RCV)及机组正常运行受到影响。本文通过分析多个核电厂过滤器运行数据,提出一回路冷却剂过滤器更换智能监测方法,通过该方法可进一步建立智能诊断系...
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安全级软件静态测试技术研究
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《核科学与工程2016年 第3期36卷 392-397页
作者:陈卫华 白涛 谷鹏飞 彭华清核电安全监控技术与装备国家重点实验室深圳中广核工程设计有限公司广东深圳518172 
安全法规和相关标准规定必须对核安全级数字化设备进行硬件鉴定和软件验证与确认(V&V),以证明执行核安全功能的软件的质量和可靠性,其中软件代码静态测试是核安全级软件实现阶段V&V的关键环节之一。本文在分析核安全级软件编...
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乏燃料贮存格架热工水力分析
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《核科学与工程2018年 第1期38卷 34-39页
作者:王明远 戚小英 王亮亮 谭经耀 高亚甫深圳中广核工程设计有限公司核电安全监控技术与装备国家重点实验室广东深圳518172 
通过计算流体力学的方法对新型国产乏燃料贮存格架进行热工水力分析,评估新型CPR乏燃料贮存格架在乏燃料池中的局部热工性能,计算在最大水力阻力下,包含放热量最大的乏燃料组件的格架贮存单元的局部最高温度。同时,经过理论计算分析了...
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CPR1000核反应承压容器C形环密封特性仿真分析方法研究
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《润滑与密封》2018年 第6期43卷 114-117,140页
作者:熊光明 段远刚 邓小云深圳中广核工程设计有限公司广东深圳518172 核电安全监控技术与装备国家重点实验室广东深圳518172 
建立核反应承压容器C形环1∶13缩比模型,综合考虑弹簧丝螺旋效应、弹塑性、大变形、接触多重非线性及耦合效应,对C形环密封特性进行仿真分析,得到缩比模型压缩回弹密封特性曲线、有效回弹量及总回弹量等关键性能参数。C形环缩比模型有...
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反应堆压力容器主螺栓螺纹副结构设计研究
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《压力容器》2019年 第6期36卷 41-47,52页
作者:胡大芬 陈蓉 杨景超 刘东杰 冉小兵核电安全监控技术与装备国家重点实验室广东深圳518172 深圳中广核工程设计有限公司广东深圳518172 
反应堆压力容器主螺栓紧固组件是保证其密封的重要部件,其螺纹副结构直接影响着反应堆压力容器的密封性能。结合国内外压水堆反应堆压力容器主螺栓螺纹副在设计、制造和安装方面的经验,对主螺栓螺纹副设计遵循的规范和标准要求进行了梳...
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主蒸汽管道在瞬态流作用下的结构动力分析
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《压力容器》2021年 第11期38卷 59-63,81页
作者:刘浪核电安全监控技术与装备国家重点实验室广东深圳518172 深圳中广核工程设计有限公司广东深圳518172 
核电厂高能管道系统破裂后动态效应的防护设计是纵深防御的重要手段,其中破口引起的管道内瞬态流载荷是决定高能管道结构设计的最主要载荷。基于有限元方法分析了核电厂主蒸汽管道在瞬态流载荷作用下约束刚度和管线部件结构刚度对动力...
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严重事故下预应力混凝土安全壳非线性分析及性能评估
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《核动力工程2020年 第4期41卷 96-100页
作者:金松 李忠诚 蓝天云 董占发 贡金鑫大连理工大学建设工程学部辽宁大连116024 海岸和近海工程国家重点实验室辽宁大连116024 深圳中广核工程设计有限公司广东深圳518031 核电安全监控技术与装备国家重点实验室广东深圳518172 
预应力混凝土安全壳作为核电厂重要防泄漏屏障,对保证核电厂正常运行、确保人员安全至关重要。本文基于顺序热力耦合方法对严重事故工况下预应力混凝土安全壳进行非线性有限元分析,考虑了温度和内压荷载共同的影响,分析了安全壳结构典...
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反应堆压力容器主螺栓螺纹疲劳分析方法
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《压力容器》2018年 第2期35卷 24-28页
作者:陈涛 刘攀 徐晓深圳中广核工程设计有限公司广东深圳518172 核电安全监控技术与装备国家重点实验室广东深圳518172 
反应堆压力容器主螺栓螺纹是核岛设备疲劳分析中裕量偏小的典型部位之一。为优化螺纹疲劳数值分析方法,考虑主螺栓及主螺孔结构特点,从螺纹模型简化方式、应力提取及组合方式、瞬态温度和压力载荷叠加方式、疲劳强度减弱系数Kf取值及使...
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预应力混凝土安全壳内压易损性及性能评估
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《哈尔滨工程大学学报》2020年 第6期41卷 913-921页
作者:金松 李忠诚 贡金鑫 董占发 蓝天云大连理工大学建设工程学部辽宁大连116024 大连理工大学海岸和近海工程国家重点实验室辽宁大连116024 深圳中广核工程设计有限公司广东深圳518031 核电安全监控技术与装备国家重点实验室广东深圳518172 
为研究安全壳在严重事故工况下内压易损性及其性能,本文采用非线性有限元方法分析了预应力混凝土安全壳在严重事故工况下的易损性,建立了精细化安全壳三维有限元分析模型,同时考虑材料非线性以及混凝土受拉刚化效应。采用拉丁超立方抽...
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