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孙英学

作品数:46 被引量:64H指数:5
供职机构:中国核动力研究设计院更多>>
发文基金:核反应堆系统设计技术国家级重点实验室开放基金四川省青年科技基金国家重点基础研究发展计划更多>>
相关领域:核科学技术理学电气工程金属学及工艺更多>>

文献类型

  • 26篇期刊文章
  • 18篇会议论文
  • 2篇专利

领域

  • 28篇核科学技术
  • 10篇理学
  • 9篇电气工程
  • 4篇金属学及工艺
  • 3篇一般工业技术
  • 2篇文化科学

主题

  • 22篇反应堆
  • 20篇反应堆压力容...
  • 10篇压力容器
  • 9篇有限元
  • 6篇堆芯
  • 6篇应力
  • 6篇核电
  • 6篇残余应力
  • 5篇RPV
  • 4篇电站
  • 4篇生死单元
  • 4篇核电站
  • 4篇承压热冲击
  • 3篇断裂韧性
  • 3篇应力强度
  • 3篇应力强度因子
  • 3篇有限元法
  • 3篇韧性
  • 3篇瞬态
  • 2篇大亚湾核电

机构

  • 44篇中国核动力研...
  • 2篇西安交通大学
  • 2篇重庆大学
  • 2篇中国核动力院
  • 2篇日本原子力研...
  • 2篇生态环境部核...
  • 1篇华东理工大学
  • 1篇西南石油大学

作者

  • 46篇孙英学
  • 15篇卢岳川
  • 15篇臧峰刚
  • 12篇郑斌
  • 8篇杨宇
  • 8篇郑连纲
  • 6篇吴万军
  • 6篇谢海
  • 5篇刘文进
  • 5篇苏东川
  • 4篇杜娟
  • 4篇何风
  • 3篇王新军
  • 2篇艾红雷
  • 2篇严波
  • 2篇陈建国
  • 2篇姜乃斌
  • 2篇王海军
  • 2篇罗毓珊
  • 2篇陈听宽

传媒

  • 16篇核动力工程
  • 6篇原子能科学技...
  • 4篇第十五届全国...
  • 1篇机械工程师
  • 1篇核技术
  • 1篇核标准计量与...
  • 1篇重庆大学学报...
  • 1篇第14届全国...
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  • 1篇第十一届全国...
  • 1篇第四届中国核...
  • 1篇2007中国...
  • 1篇第七届全国压...
  • 1篇第四届中国核...

年份

  • 1篇2024
  • 1篇2023
  • 3篇2022
  • 3篇2020
  • 4篇2019
  • 1篇2017
  • 2篇2016
  • 1篇2012
  • 2篇2011
  • 1篇2010
  • 6篇2009
  • 10篇2008
  • 3篇2007
  • 1篇2006
  • 1篇2004
  • 2篇2003
  • 2篇2002
  • 2篇2000
46 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
安全注水时环腔含汽率对压力容器近壁流体温度的瞬态变化的影响
2003年
安全注水时反应堆压力容器中的热工水力特性与反应堆安全密切相关。本文在1/10的模型上进行了环腔含汽率对高温高压下安注时的压力容器近壁流体温度变化的影响的实验;针对3个热冲击敏感区域的部分测点,分析了不同含气率对下降环腔内近壁流体的瞬态混合特性的影响。结果表明:环腔内没有流动时,含汽率对于混合函数较大影响;安注流速较高时,含汽率的影响大大降低;环腔内有流动时,环腔内流体含有少量汽体,对混合函数的影响很小。
王海军罗毓珊陈听宽卢冬华孙英学
关键词:压力容器瞬态
堆芯简体裂纹三维断裂力学有限元法与工程方法对比研究
本文通过ABAQUS程序对反应堆压力容器简体裂纹进行了三维断裂力学有限元分析,计算了其在PTS瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子并进行了评定。同时,与工程分析方法计算的结果进行了比较,结果表明:工程分析方法在PTS计算分析...
郑斌孙英学臧峰刚杨宇卢岳川
关键词:反应堆压力容器有限元
文献传递
反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析
本文以百万千瓦级核电站(CNP1000)反应堆压力容器为例,分析研究了设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60a设计寿命反应堆压力容器的影响.针对不同的分析内容,选择反应堆压力容器具有代表性的部位,论证了60a寿期末反应...
杜娟孙英学卢岳川
关键词:反应堆压力容器力学性能
文献传递
国产反应堆压力容器用16MND5钢的蠕变损伤本构模型研究被引量:1
2022年
为了获得反应堆压力容器(RPV)材料在高温下的蠕变行为,保证RPV在严重事故工况下的完整性,本研究对国产RPV用16MND5钢的高温蠕变性能进行了测试,获得了600~900℃下材料的蠕变性能,并基于应变强化的基本蠕变本构模型与基于延性耗竭理论的蠕变损伤模型,建立了适用于16MND5钢的蠕变损伤本构模型,给出了材料的蠕变损伤模型参数。结果表明,本文提出的蠕变损伤本构模型的有限元模拟数据与试验数据符合性较好,验证了此蠕变损伤模型的正确性。该方法可用于严重事故情况下RPV的蠕变损伤分析,为RPV的完整性分析提供支持。
苏东川张瀛杜娟孙英学傅孝龙李辉邵雪娇郭素娟
关键词:高温蠕变
核电站稳压器阀门接管应力分析被引量:3
2000年
利用ANSYS程序5 3版本 ,对秦山二期核电站稳压器阀门接管进行了设计工况、正常和扰动工况、紧急工况、事故工况及水压试验工况下的应力分析 ,并按照RCC M规范的相关准则进行了评定 ,评定结果表明 ,该结构满足RCC
孙英学
关键词:核电站稳压器应力分析
焊接残余应力有限元分析技术研究被引量:4
2008年
本文以岭澳核电站控制棒驱动机构(CRDM)耐压壳Ω焊接为例,应用ANSYS有限元生死单元技术模拟焊接流程,并计算焊接后残余应力的分布,绘制残余应力分布曲线并进行计算结果分析。通过本项目的研究,掌握了焊接残余应力的分析技术,达到了研究目的。
孙英学卢岳川臧峰刚
关键词:残余应力生死单元
堆芯筒体裂纹三维断裂力学有限元法与工程方法对比研究
本文通过 ABAQUS 程序对反应堆压力容器简体裂纹进行了三维断裂力学有限元分析,计算了其在 PTS 瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子并进行了评定。同时,与工程分析方法计算的结果进行了比较,结果表明:工程分析方法在 PT...
郑斌孙英学臧峰刚杨宇卢岳川
关键词:反应堆压力容器有限元
文献传递
焊接残余应力有限元分析技术研究
本文以某核电站CRDM耐压壳Ω焊接为例,应用ANSYS有限元生死单元技术模拟焊接流程,并计算出焊接后残余应力的分布,绘制残余应力分布曲线并进行计算结果分析。通过本项目的研究,掌握了焊接残余应力的分析技术,达到了研究目的。
孙英学
关键词:压力容器有限元分析
核电设备J型焊焊接应力及变形仿真分析研究
在核电设备焊接结构中,J型焊是一种典型的焊接连接形式,例如与反应堆压力容器顶盖连接的控制棒驱动机构(CRDM)管座,仪表管,排气管等,都是在上封头内表面采用J型焊进行连接,这类J型焊一般承担着承载和密封等多种功能,且服役...
陈建国臧峰刚杨宇郑斌孙英学
关键词:反应堆压力容器残余应力有限元
文献传递
核电设备J型焊焊接应力及变形仿真分析研究
在核电设备焊接结构中,J型焊是一种典型的焊接连接形式,例如与反应堆压力容器顶盖连接的控制棒驱动机构(CRDM)管座,仪表管,排气管等,都是在上封头内表面采用J型焊进行连接,这类J型焊一般承担着承载和密封等多种功能,且服役...
陈建国臧峰刚杨宇郑斌孙英学
关键词:反应堆压力容器残余应力有限元
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