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ASME和ПНАЭ规范中反应堆压力容器筒体焊缝超声波检验技术对比 预览
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作者 张运平 周帆 +2 位作者 张志鹏 陈飞 李迎春 《科技视界》 2019年第4期15-18,共4页
在核电厂役前和在役检查时,对于核级焊缝的超声波检验技术需严格按照相关规范要求执行,以保证核电机组的安全运行。分别以美国ASME规范和俄罗斯ПНАЭ规范为例,就反应堆压力容器筒体焊缝的超声检验技术进行了分析,为从事相关无损检测... 在核电厂役前和在役检查时,对于核级焊缝的超声波检验技术需严格按照相关规范要求执行,以保证核电机组的安全运行。分别以美国ASME规范和俄罗斯ПНАЭ规范为例,就反应堆压力容器筒体焊缝的超声检验技术进行了分析,为从事相关无损检测的人员提供一定参考。 展开更多
关键词 在役检查 核级焊缝 反应堆压力容器 ASME规范 ПНАЭ规范
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CPR1000反应堆压力容器主螺栓孔螺纹力学分析研究 预览
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作者 乐观 熊光明 张庆红 《压力容器》 北大核心 2019年第2期16-21,共6页
压水型反应堆压力容器采用大口径两体可拆结构,即大直径上封头组件与筒体组件经密布的大型主螺栓联接为密闭容器,依靠主螺栓载荷保证足够的密封储备。法兰螺纹受力关乎反应堆压力容器结构完整性,有必要开展相应的分析研究。应用ANSYS有... 压水型反应堆压力容器采用大口径两体可拆结构,即大直径上封头组件与筒体组件经密布的大型主螺栓联接为密闭容器,依靠主螺栓载荷保证足够的密封储备。法兰螺纹受力关乎反应堆压力容器结构完整性,有必要开展相应的分析研究。应用ANSYS有限元分析软件,对CPR1000反应堆压力容器主螺栓孔螺纹进行受力分析,综合考虑螺纹升角、法兰实际结构形式等多种因素,对比分析了螺纹应力集中系数、剪切应力等结果,梳理出各种因素影响的规律性。通过研究,总结得到了反应堆压力容器主螺栓孔螺纹力学分析方法,为螺纹结构优化设计、相应工程问题处理等提供了有限元数值计算依据。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 法兰螺纹 螺纹升角 圆筒模型 法兰结构
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热时效下RPV模拟钢中富Cu团簇析出规律研究 预览
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作者 谭召召 李承亮 李丘林 《当代化工》 CAS 2019年第1期5-8,共4页
以Fe-Cu合金作为RPV模拟钢,以热时效的方式研究了富Cu团簇的析出及演化过程。通过对不同温度下时效后样品的显微硬度测试发现,显微硬度呈现先增加后减小的趋势,且温度越高达到峰值硬度所需要的时间越短。对Fe-1.16%(wt)Cu合金在450℃下... 以Fe-Cu合金作为RPV模拟钢,以热时效的方式研究了富Cu团簇的析出及演化过程。通过对不同温度下时效后样品的显微硬度测试发现,显微硬度呈现先增加后减小的趋势,且温度越高达到峰值硬度所需要的时间越短。对Fe-1.16%(wt)Cu合金在450℃下等温时效不同时间,综合分析显微硬度、透射电子显微镜(TEM)、电阻率和拉伸性能测试的实验结果,得出富Cu团簇的析出及演化规律:时效前期团簇尺寸及数量密度较小,随着时效的进行,团簇尺寸逐渐增大,而团簇的数量密度则先增大后减小,并在时效100 h后发生了过时效。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 富Cu团簇 透射电子显微镜
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近十年我国压力容器研究热点分析——基于Citespace的知识图谱分析 预览
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作者 吕亮国 蒙建国 +4 位作者 谭心 汪建新 王昌 郭晓峰 邓贵德 《科技管理研究》 CSSCI 北大核心 2019年第6期121-127,共7页
为了解我国近十年压力容器研究的发展现状和热点问题,通过中国知网数据库,检索2008-2017年关于压力容器研究者的文章,应用热点分析方法,借助文献可视化软件Citespace得到我国压力容器研究关键词发展趋势和知识图谱。我国压力容器研究经... 为了解我国近十年压力容器研究的发展现状和热点问题,通过中国知网数据库,检索2008-2017年关于压力容器研究者的文章,应用热点分析方法,借助文献可视化软件Citespace得到我国压力容器研究关键词发展趋势和知识图谱。我国压力容器研究经历了活跃成长和稳步增长两个时期;目前关于压力容器研究热点分别是锅炉压力容器、反应堆压力容器、压力容器、压力面积法、固定式、焊接接头和有限元共7个研究热点;压力容器设计从常规设计转向分析设计;压力容器研究组织和领军人物主要集中在相关研究院,研究机构较单一。 展开更多
关键词 锅炉压力容器 反应堆压力容器 压力容器 压力面积法 固定式 焊接接头 有限元 CITESPACE
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反应堆压力容器接管与筒体连接焊缝相控阵超声检验技术研究 预览
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作者 张运平 张志鹏 +1 位作者 周帆 李迎春 《科技视界》 2019年第3期205-206,共2页
介绍了接管与筒体连接焊缝的相控阵超声检验技术方案,阐述了研究过程中相控阵探头的关键参数设计,以及与常规超声技术对比分析。结合检验技术要求,采用理论分析以及试验对比等手段相结合的方式,结果表明:通过试验验证设计的相控阵探头,... 介绍了接管与筒体连接焊缝的相控阵超声检验技术方案,阐述了研究过程中相控阵探头的关键参数设计,以及与常规超声技术对比分析。结合检验技术要求,采用理论分析以及试验对比等手段相结合的方式,结果表明:通过试验验证设计的相控阵探头,可以有效替代多种常规检测探头,设计的相控阵检测技术的检测及定量能力优于常规探头,并能有效减少现场检验时间。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 接管与筒体连接焊缝 超声相控阵 核电厂
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核用SA508-4N钢粗晶区再热裂纹敏感性评价
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作者 陈重毅 麻永林 +2 位作者 邢淑清 白庆伟 刘永珍 《材料研究学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第1期72-80,共9页
采用等温恒速拉伸方法评价了核用SA508-4N钢焊接粗晶区(CGHAZ)的再热裂纹敏感性。使用激光共聚焦、扫描电镜和透射电镜观测和分析粗晶区和断口处的组织、裂纹以及断口形貌,结果表明:SA508-4N钢的母材为回火马氏体,较高含量的碳和铬影响... 采用等温恒速拉伸方法评价了核用SA508-4N钢焊接粗晶区(CGHAZ)的再热裂纹敏感性。使用激光共聚焦、扫描电镜和透射电镜观测和分析粗晶区和断口处的组织、裂纹以及断口形貌,结果表明:SA508-4N钢的母材为回火马氏体,较高含量的碳和铬影响碳化物的大小和分布状态,粗晶区马氏体的形成不利于抑制再热裂纹的产生。碳化物的析出使晶内和晶界的强度不同,当晶内强度大于晶界强度时形成沿晶脆性断裂;当晶内和晶界强度的差距较小时断裂形式包括穿晶和沿晶断裂。SA508-4N钢粗晶区对再热裂纹不敏感,成分A粗晶区的抗再热裂纹能力比成分B的高。在实际生产中,优选的工艺参数为:成分A、焊接t8/5为25 s、焊后热处理温度580℃。 展开更多
关键词 金属材料 再热裂纹 焊接热模拟 反应堆压力容器 显微组织 力学性能
核电用SA533B1钢的非均匀蠕变损伤本构方程研究 预览
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作者 谢志刚 高增梁 +3 位作者 杨建国 贺艳明 闾川阳 李相清 《压力容器》 北大核心 2018年第4期1-7,共7页
轻水反应堆发生堆芯熔融的极端事故时,核反应堆压力容器(RPV)下封头在堆芯熔融物滞留造成的极高温度下发生严重蠕变变形、损伤及断裂。针对核电用钢SA533B1直接拟合蠕变试验数据获得的本构方程的风险性和不确定性,在分析高温蠕变材料... 轻水反应堆发生堆芯熔融的极端事故时,核反应堆压力容器(RPV)下封头在堆芯熔融物滞留造成的极高温度下发生严重蠕变变形、损伤及断裂。针对核电用钢SA533B1直接拟合蠕变试验数据获得的本构方程的风险性和不确定性,在分析高温蠕变材料微观损伤机理的基础上,揭示高温蠕变损伤的非均匀性,引入考虑各种微观损伤局部化特征,基于细观唯象方法、通过引入ρ和g,提出了改进的K-R蠕变损伤本构。通过对文献试验数据进行归一化处理,利用非线性回归分析法确定材料常数,分析结果表明,改进后的K-R蠕变损伤本构方程能较好地描述反应堆压力容器材料的高温蠕变宏观力学行为,为进一步建立宏观蠕变本构与微观损伤之间的联系提供了思路。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 高温蠕变 非均匀性 本构方程 微观损伤
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反应堆压力容器主螺栓预紧工艺优化仿真分析
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作者 王小兵 隆涛 +1 位作者 樊一军 文小军 《核动力工程》 CSCD 北大核心 2018年第6期64-68,共5页
应用商业软件ANSYS模拟了反应堆压力容器主螺栓十字拉伸3级预紧过程,对其预紧工艺进行了仿真优化分析。分析结果表明:3级加载方式中第1级采用对称加载、第2级采用间隔加载、第3级采用顺序加载得到的主螺栓不均匀度和离散度最小;第3级预... 应用商业软件ANSYS模拟了反应堆压力容器主螺栓十字拉伸3级预紧过程,对其预紧工艺进行了仿真优化分析。分析结果表明:3级加载方式中第1级采用对称加载、第2级采用间隔加载、第3级采用顺序加载得到的主螺栓不均匀度和离散度最小;第3级预紧采用变载荷能明显减小主螺栓的不均匀度和离散度,提高反应堆压力容器的密封性能。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 主螺栓 预紧工艺 不均匀度 离散度
反应堆压力容器老化管理信息系统设计与实现
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作者 张明星 邓时滔 李海怒 《软件导刊》 2018年第2期89-92,共4页
核电站压力容器的老化管理信息系统,是老化管理的基础信息平台。分析了核电站RPV的老化管理过程,根据软件流程对系统功能模块和数据库结构进行了设计,研究了文件读取、表格化数据图形重构显示等软件开发技术,建立了老化管理信息系统。... 核电站压力容器的老化管理信息系统,是老化管理的基础信息平台。分析了核电站RPV的老化管理过程,根据软件流程对系统功能模块和数据库结构进行了设计,研究了文件读取、表格化数据图形重构显示等软件开发技术,建立了老化管理信息系统。通过在某核电站应用,实现了RPV部件、运行信息、辐照监督等老化数据的信息化管理,为老化管理提供了直观、趋势化的分析途径。系统能满足核电站老化数据存储进行老化过程管理等应用需求,真实反映老化管理活动现状,提高老化管理效率。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 老化管理 信息系统 C#
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反应堆压力容器快中子注量计算不确定性分析
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作者 张斌 郑君萧 +2 位作者 李晓静 包博宇 陈义学 《核技术》 CSCD 北大核心 2018年第2期85-89,共5页
反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)快中子注量的精确计算,可以有效地评估寿期内压力容器材料辐照损伤程度并为延寿技术提供数据支持。离散纵标法在解决深穿透屏蔽问题上的优势,使其成为计算RPV快中子注量率的主要方法... 反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)快中子注量的精确计算,可以有效地评估寿期内压力容器材料辐照损伤程度并为延寿技术提供数据支持。离散纵标法在解决深穿透屏蔽问题上的优势,使其成为计算RPV快中子注量率的主要方法之一。反应堆几何材料、截面数据、中子源强、输运求解等参数的不确定性,显著影响快中子注量率模拟结果的可信度。以典型压水堆模型为测试例题,分析了RPV快中子注量率计算流程中引入不确定性的主要来源,重点研究了中子源强处理方法、各向异性散射截面展开和输运方程空间离散格式三个方面对RPV快中子注量率计算的影响。对不确定性因素特别是计算不确定性进行深入的细化分析,有助于我们正确认识目前计算方法的薄弱环节,指明相关的计算模型和数值离散的改进方向,并提高计算结果的确定性。 展开更多
关键词 辐射屏蔽 快中子注量率 压力容器 离散纵标法
反应堆压力容器接管内圆角区超声检测方法研究 预览
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作者 柯涛 丁松 +1 位作者 吴化峰 杨金莉 《压力容器》 北大核心 2018年第7期59-66,共8页
基于目前反应堆压力容器接管内圆角区超声检测技术中,存在探头耦合不良,圆弧区域检测效果不佳,且无法进行精确测量等不足,结合ASME规范的相关要求,采取理论分析、数值模拟以及试验比对等多种手段相结合的方式,改善了接管内圆角区超声检... 基于目前反应堆压力容器接管内圆角区超声检测技术中,存在探头耦合不良,圆弧区域检测效果不佳,且无法进行精确测量等不足,结合ASME规范的相关要求,采取理论分析、数值模拟以及试验比对等多种手段相结合的方式,改善了接管内圆角区超声检测工艺,提高了接管内圆角区超声检测方法在核电厂役前及在役检查中的应用效果。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 接管内圆角 超声检测 核电厂
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蒙特卡罗共轭输运法计算反应堆压力容器快中子注量率 预览
12
作者 成昱廷 周琦 +1 位作者 张寅 朱庆福 《原子能科学技术》 CSCD 北大核心 2018年第4期672-676,共5页
为了保证压力容器(RPV)在核电厂寿期内的安全,通过理论方法准确评估其受到的快中子积分注量率非常重要。本文提出了一种应用共轭输运理论解决深穿透问题的计算方法,并将该方法的计算结果与基准题HBR-2给出的实测值及确定论方法的结果进... 为了保证压力容器(RPV)在核电厂寿期内的安全,通过理论方法准确评估其受到的快中子积分注量率非常重要。本文提出了一种应用共轭输运理论解决深穿透问题的计算方法,并将该方法的计算结果与基准题HBR-2给出的实测值及确定论方法的结果进行了比较。结果表明:本文计算结果与基准题给出的实测数据吻合良好,大多反应率计算相对误差小于10%,最大相对误差不超过35%;70%以上的计算结果准确性优于确定论方法,表明本文提出的解决蒙特卡罗深穿透问题的方法是有效且准确的。 展开更多
关键词 蒙特卡罗方法 共轭输运 反应堆压力容器 快中子注量率
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氧化物夹杂与Ni-Cr-Mo-V钢多层焊缝低温冲击韧性变化规律的关系 预览
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作者 王成龙 佟振峰 +3 位作者 张长义 杨兴旺 宁广胜 杨文 《原子能科学技术》 CSCD 北大核心 2018年第4期691-698,共8页
测试了反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝的冲击韧性,实验结果表明,当实验温度较低时,同一实验温度下沿盖面焊到焊根方向不同层焊缝样品的冲击吸收能呈下降趋势。通过低温实验样品断口观察到韧窝底部、起裂源、解离断刻面裂纹源存在直径... 测试了反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝的冲击韧性,实验结果表明,当实验温度较低时,同一实验温度下沿盖面焊到焊根方向不同层焊缝样品的冲击吸收能呈下降趋势。通过低温实验样品断口观察到韧窝底部、起裂源、解离断刻面裂纹源存在直径为0.3~2.0μm的球形氧化物夹杂,导致试样在变形过程中氧化物夹杂与基体分离形成微裂纹,并发展为试样的韧窝、起裂源和解离断刻面裂纹源,由此推断氧化物夹杂是造成焊缝低温失效的主要原因。同时氧化物夹杂的数量沿盖面焊到焊根方向逐渐增多,使得微裂纹形核率逐渐增加,造成焊缝低温冲击韧性沿盖面焊到焊根方向逐渐变差。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 焊缝 氧化物夹杂 冲击韧性 断裂失效机制
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反应堆压力容器堆焊层下母材减薄缺陷复合返修技术 预览
14
作者 陈亮 王鹤 《电焊机》 2018年第9期71-75,共5页
针对反应堆压力容器(RPV)内壁不锈钢堆焊完成后,因超标缺陷造成低合金钢母材大范围减薄导致设备结构完整性分析不满足要求的情况,设计了低合金钢母材加不锈钢复合补焊方案,并基于反应堆压力容器本体母材(16MND5)试板,采用手工电弧焊完... 针对反应堆压力容器(RPV)内壁不锈钢堆焊完成后,因超标缺陷造成低合金钢母材大范围减薄导致设备结构完整性分析不满足要求的情况,设计了低合金钢母材加不锈钢复合补焊方案,并基于反应堆压力容器本体母材(16MND5)试板,采用手工电弧焊完成了低合金钢加不锈钢模拟复合补焊及性能验证试验分析。结果表明,母材与补焊区域熔合良好,返修区域化学成分、微观金相、腐蚀试验、弯曲试验、硬度试验及无损检验结果满足验收要求。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 低合金钢 复合补焊 手工电弧焊 不锈钢堆焊层
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反应堆压力容器主螺栓螺纹疲劳分析方法 预览 被引量:1
15
作者 陈涛 刘攀 徐晓 《压力容器》 北大核心 2018年第2期24-28,共5页
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、疲劳强度减弱系数群取值及... 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、疲劳强度减弱系数群取值及使用方法等方面,对反应堆压力容器主螺栓螺纹疲劳性能进行对比分析,总结出各因素对疲劳累积使用系数的影响规律,推荐一套较为合理、有效的计算方法,以提升螺纹疲劳分析裕量,从而为螺栓结构设计提供参考。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 螺栓螺纹 疲劳分析 疲劳强度减弱系数
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平面激光诱导荧光法硼浓度分布特性研究 预览
16
作者 张琦 谭思超 +2 位作者 刘宇生 许超 赵婷杰 《哈尔滨工程大学学报》 CSCD 北大核心 2018年第5期876-880,共5页
针对高浓度硼酸溶液进入反应堆压力容器后的对堆芯安全性的影响,本文应用平面激光诱导荧光技术对压力容器环形下降段内流体混合过程进行了实验研究和理论分析。通过平面激光诱导荧光技术对流体混合过程及浓度场分布进行定量的可视化测量... 针对高浓度硼酸溶液进入反应堆压力容器后的对堆芯安全性的影响,本文应用平面激光诱导荧光技术对压力容器环形下降段内流体混合过程进行了实验研究和理论分析。通过平面激光诱导荧光技术对流体混合过程及浓度场分布进行定量的可视化测量,采用标定法测量了不同流速下观测区域内浓度场分布状况。实验结果表明:当安注速度较大时,同一截面上浓度分布趋于均匀;质量力会引起硼溶液在竖直方向的扩散,造成安注口下方流道截面的混合程度相比于其他位置更好。 展开更多
关键词 平面激光诱导荧光技术 浓度分布 比例法 堆芯应急冷却 反应堆压力容器 环形下降段 质量力
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基于三维激光扫描的反应堆压力容器缺陷检测方法 预览
17
作者 林百涛 陈沛 +2 位作者 尹鹏 许远欢 周帆 《压力容器》 北大核心 2018年第6期64-69,共6页
针对高辐射水下环境反应堆压力容器(RPV)下封头磨损区缺陷的检测,提出一种基于三维激光扫描技术的反应堆压力容器下封头缺陷测量方法,分析了水下三维激光扫描技术的物理模型,给出了扫描数值试验的具体方法,并结合Cloudcompare和CA... 针对高辐射水下环境反应堆压力容器(RPV)下封头磨损区缺陷的检测,提出一种基于三维激光扫描技术的反应堆压力容器下封头缺陷测量方法,分析了水下三维激光扫描技术的物理模型,给出了扫描数值试验的具体方法,并结合Cloudcompare和CATIA软件对该试验方法采集得到多组点云数据进行处理,得出在不同扫描角度和扫描距离下的缺陷扫描精度结果。结果表明,适当调整扫描角度与扫描距离,可以实现反应堆压力容器下封头磨损区缺陷水下三维激光检测,验证了该方法的可行性,为反应堆压力容器下封头的缺陷检测提供了一种新方法。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 三维扫描 数据处理 缺陷检测
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反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝热老化脆化行为研究 预览
18
作者 王成龙 佟振峰 +3 位作者 张长义 杨兴旺 宁广胜 杨文 《原子能科学技术》 CSCD 北大核心 2018年第7期1243-1249,共7页
对反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝温度监督样品的热老化脆化行为进行了研究。焊缝属于压力容器的薄弱环节,服役时间最高达120 430h(服役温度归一化到300℃)。3批次的焊缝监督样品冲击实验表明,焊缝材料在热老化过程中发生了脆化。... 对反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝温度监督样品的热老化脆化行为进行了研究。焊缝属于压力容器的薄弱环节,服役时间最高达120 430h(服役温度归一化到300℃)。3批次的焊缝监督样品冲击实验表明,焊缝材料在热老化过程中发生了脆化。通过研究发现,金相组织和显微维氏硬度在热老化期间未发生明显的变化,表明在热老化过程中不存在硬化脆化机制。断口分析及扫描俄歇纳米探针研究表明,晶界发生了P的偏析,弱化了晶界结合力,因此,反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝在热老化过程中发生了由杂质元素P偏析引起的非硬化脆化。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 Ni-Cr-Mo-V钢焊缝 杂质元素偏析 非硬化脆化
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Microscopic damage mechanism of SA508 Gr3 steel in ultra-high temperature creep
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作者 Zhi-gang Xie Yan-ming He +3 位作者 Jian-guo Yang Xiang-qing Li Chuan-yang Lu Zeng-liang Gao 《钢铁研究学报:英文版》 SCIE EI CAS CSCD 2018年第4期453-459,共7页
关键词 扫描电子显微镜 转变温度 损坏 反应堆压力容器 机制 微观结构 线性关系
基于自主有限元软件的反应堆压力容器密封分析 预览
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作者 王辉 何铮 《南方能源建设》 2018年第4期66-72,共7页
[目的]反应堆压力容器的密封性是保证核电站安全运行的关键因素之一,因此对其密封进行系统深入地研究具有重要的工程意义。自主开发的结构有限元软件ATLAS根据结构有限元分析的应用特点,在创新的预排序文件缓存技术和三维渲染技术等方... [目的]反应堆压力容器的密封性是保证核电站安全运行的关键因素之一,因此对其密封进行系统深入地研究具有重要的工程意义。自主开发的结构有限元软件ATLAS根据结构有限元分析的应用特点,在创新的预排序文件缓存技术和三维渲染技术等方面做了大量的优化工作,能让CAE工程师在高度交互及可视化的环境下进行仿真分析工作。[方法]利用ATLAS软件建立压力容器模型,对压力容器螺栓预紧力、密封法兰的接触过程进行了数值模拟,得到了其受力特性和应力分布规律。[结果]研究表明:ATLAS可以准确的导入模型,划分网格,施加各种工况,快速完成求解计算,很好的完成密封问题的有限元分析。计算结果的准确性能够得到保证,可以使用该方法进行压力容器的密封分析和应力校核。[结论]ATLAS是一个适用于核电工程的大规模结构快速有限元分析系统,可以用来进行压力容器的接触分析和结构强度的校核,具有较好的应用前景。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 结构有限元分析 应力分析 密封
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