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核电厂稳压器抗震分析方法研究 被引量:5

Research of Seismic Analysis for Pressurizer of Nuclear Power Plants
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摘要 稳压器是反应堆冷却剂系统中控制一回路压力(超压保护)的重要设备,属于RCC-M核1级及抗震1I级设备。稳压器的抗震性能应从两个方面进行分析评定:一是稳压器的固有振动频率应避开地震激励的最大响应频率区间,二是稳压器在地震载荷作用下的应力强度应低于材料许用应力强度极限。本文使用通用有限元软件ANSYS11.0分析稳压器在正常运行工况和反应堆初始启动工况下的抗震性能。 稳压器是反应堆冷却剂系统中控制一回路压力(超压保护)的重要设备,属于RCC-M核1级及抗震1I级设备。稳压器的抗震性能应从两个方面进行分析评定:一是稳压器的固有振动频率应避开地震激励的最大响应频率区间,二是稳压器在地震载荷作用下的应力强度应低于材料许用应力强度极限。本文使用通用有限元软件ANSYS11.0分析稳压器在正常运行工况和反应堆初始启动工况下的抗震性能。
出处 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第S1期90-92,102,共4页 Nuclear Power Engineering
关键词 稳压器 地震载荷 抗震分析 Pressurizer Seismic load Seismic analysis
  • 相关文献

参考文献2

  • 1ASCE-Seismic.Analysis of Safety-Related Nuclear Stru-ctures and Commentary[]..1998 被引量:1
  • 2.design and construction rules for mechanical components of FBR nuclear islands[].RCC-MR.2002 被引量:1

同被引文献25

引证文献5

二级引证文献13

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