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氢气爆炸事故下溶液堆系统结构安全评估
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原子能科技术 2024年 第S1期58卷 87-95页
作者: 李柄锦 熊夫睿 袁志豪 王新军 孙英学 刘锐 中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室 四川成都610213 生态环境部核与辐射安全中心 北京102442
溶液堆在运行过程中持续产生氢气,存在氢气爆炸风险。氢气爆炸事故下放射性包容边界的结构安全问题受到设计方和安全审查方的高度关注。本文建立了从氢气爆炸载荷模拟到结构力响应分析的化-热-力耦合完整分析流程,以我国正在研发的医... 详细信息
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焊接残余应力有限元分析技术研究
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核动力工程 2009年 第2期30卷 33-35页
作者: 孙英学 孙平 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 成都610041 四川省江电建设监理有限责任公司 成都610017
以岭澳核电站控制棒驱动机构耐压壳Ω环焊接修复为例,应用ANSYS有限元生死单元技术模拟焊接流程,计算出焊接后残余应力的分布,绘制出残余应力分布曲线,并与美国WSI公司的计算结果进行对比分析。结果表明,本课题的计算结果与美国焊接公司... 详细信息
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基于主曲线方法研究加载速率对RPV材料断裂韧性的影响
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核动力工程 2003年 第3期24卷 227-230页
作者: 孙英学 鬼泽邦雄 中国核动力研究设计院 成都610041 日本原子力研究所
利用3组不同材料预制的裂纹夏比试样(PCCv)研究了不同温度和不同加载速率对反应堆压力容器材料断裂韧性的影响,对采集到的实验数据用ASTM E1921-97标准,计算出材料的断裂韧性值和参考温度(T0)。从稳态到瞬态加载条件下的参考温度幅值用... 详细信息
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直接施加本质边界条件的FE/EFG耦合算法及其数值实现
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计算力 2011年 第5期28卷 766-772页
作者: 柳军 严波 卢岳川 孙英学 重庆大工程力 重庆400044 核反应堆系统设计技术重点实验室 成都610041
提出一种可以直接施加本质边界条件的有限元与无网格Galerkin(FE/EFG)耦合算法。将问题域分成FE和EFG两种类型的子域,采用转换矩阵耦合两子域的交界面;通过另一转换矩阵将无网格区域本质边界上的名义位移转换成真实位移,从而可在其上直... 详细信息
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反应堆压力容器承压热冲击(PTS)分析
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核动力工程 2002年 第A2期23卷 99-102页
作者: 孙英学 中国核动力研究设计院 成都610041
在反应堆运行过程中发生严重的失水事故(LOCA)时,应急堆芯冷却系统启动,冷的安注水从安注接管注入反应堆压力容器(RPV)中,此时压力容器还维持较高压力,这种瞬态就称为承压热冲击,即PTS(Pressurized ThermalShock)。按照10CFR50。61和RC... 详细信息
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不连续问题的无网格分域算法
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重庆大报(自然科版) 2011年 第1期34卷 128-133页
作者: 柳军 严波 姜乃斌 孙英学 重庆大资源与环境科 重庆400044 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 四川成都610041
提出一种无网格方法中采用分域的思想处理材料和位移不连续问题的方法。该方法将求解域沿不连续面进行分域,通过使用两种转换矩阵使子域交界面上的位移连续性得到满足;采用分块矩阵法计算转换后的刚度矩阵,所得刚度矩阵仍具有稀疏、带... 详细信息
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核电站稳压器阀门接管应力分析
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核动力工程 2000年 第2期21卷 112-116页
作者: 孙英学 中国核动力研究设计院 成都610041
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
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反应堆压力容器承压热冲击分析研究
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核动力工程 2012年 第1期33卷 1-3,13页
作者: 郑斌 臧峰刚 孙英学 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室 成都610041
依据RCC-M规范和美国NRC 10CFR50.61,对存在假想裂纹的反应堆压力容器堆芯带区进行承压热冲击分析研究。计算核电厂寿期末的基准温度,并采用承压热冲击筛选准则进行评定;计算了承压热冲击瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子,并按RCC-M规... 详细信息
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反应堆压力容器断裂力分析中弹塑性有限元方法与工程方法的比较
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核动力工程 2009年 第4期30卷 1-3,8页
作者: 孙英学 郑斌 臧峰刚 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 成都610041
通过ABAQUS程序对反应堆压力容器筒体裂纹进行了弹塑性断裂力有限元分析,计算了在热冲击(PTS)瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子KI、J积分。同时,与工程方法计算的结果进行了比较,结果表明:工程方法在PTS计算分析时较三维弹塑性断裂... 详细信息
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反应堆压力容器出口接管管嘴缺陷断裂力分析
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核动力工程 2009年 第4期30卷 21-23页
作者: 孙英学 郑斌 臧峰刚 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室 成都610041
采用断裂力分析方法,对大亚湾核电站反应堆压力容器出口接管管嘴上的一些缺陷进行了疲劳裂纹扩展分析和快速断裂力分析,且依据规范对计算结果进行了评定,结果表明:此缺陷不会影响安全。
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