论文部分内容阅读
本文在调研含缺陷结构完整性评定规范的基础上,研究了在役含缺陷压力容器的安全评定方法.以线弹性和弹塑性断裂力学为理论基础,采用常规评定方法,结合应力强度因子和通用失效评定图制定了缺陷安全评定方案,并给出算例.
含缺陷压力容器安全评定方法研究
【摘 要】
：
本文在调研含缺陷结构完整性评定规范的基础上,研究了在役含缺陷压力容器的安全评定方法.以线弹性和弹塑性断裂力学为理论基础,采用常规评定方法,结合应力强度因子和通用失效
【机 构】
：
中国原子能科学研究院,快堆工程部,北京,102413
【出 处】
：
第十六届全国反应堆结构力学会议
【发表日期】
：
2010年期
其他文献
钢制安全壳是核事故发生后的最后一道安全屏障.AP1000钢安全壳具有两个功能,一是事故工况下防止泄露,二是提供安全相关的最终热阱,其安全性非常重要.设计内压是钢安全壳承受
为了更好地解决核能系统的经济性、安全性、废物处理等问题,世界上核电发达国家开始进行第四代反应堆的研究。高温是第四代核能系统要共同面对的问题.高温给部件的设计带来了
CPU采用ST6367或ST6368的康佳D系列彩电,无论工作于TV或AV状态,遥控或手动关机后,再次开机总是工作于TV状态。若专用于接收AV信
CPU using ST6367 or ST6368 Konka D series
核级设备的抗震分析要求当设备低于反应谱刚性截断频率,各阶模态总参与质量未达到设备实际物理质量的90％时,应进行刚性模态修正.此文研究了刚性模态修正的理论与计算公式,采用
承压容器按分析法设计时要求将评定截面上分出一次应力、二次应力和峰值应力.对于一次应力、二次应力、峰值应力在承压容器规范中均有明确的定义,但是对它的理解却有各种解释
会议
According to the protocol of Agrawal et al.,we propose a cavity QED scheme for realization of teleportationand dense coding.Instead of using EPR states and GHZ
RCCM规范对于S1级线型支承件的分析规则有两种,第一种是基于最大应力理论的线型支承件分析规则,第二种是基于TRESCA准则的板壳型支承件分析规则.为研究两种分析规则对于S1级
在核电站的设计中,存在着水下管道,比如在AP1000换料水箱和乏燃料池中就有一些水下管道.这些水下管道的支撑是整个或部分淹没在流体中的.位于流体中或流体表面的支撑会受到晃
会议
董辰生(82岁)一九二九年生于秦皇岛市。一九三五年在私塾就读,一九四二年因家境困难被迫退学。一九四八年参加了中国人民解放军。一九五三年加入中国共产党,从事宣教工作。一