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某核电厂内部结构支承反应堆冷却剂系统的结构刚度计算

CALCULATION OF SUPPORTING STIFFNESS FOR REACTOR COOLANT SYSTEM IN A NUCLEAR POWER PLANT
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摘要 使用有限元软件ANSYS建立某核电厂反应堆厂房内部结构三维模型,并根据工艺条件图所示的设备、管道支承位置施加单位荷载以计算相应柔度矩阵,为主设备、管道在反应堆冷却剂失水事故(LOCA)和地震工况下的计算提供基本参数。 This paper uses ANSYS( Finite Element Software) to create a three-dimensional model of the internal structure of the reactor of a nuclear power plant and then,based on the technical requirements,unit load is applied to calculate relevant flexibility matrix of equipments and pipelines. The result of the calculation is the fundamental basis for the analysis of the equipments and pipeline connections under earthquake and LOCA( lost of coolant accident).
出处 《工业建筑》 CSCD 北大核心 2014年第S1期241-243,218,共4页 Industrial Construction
关键词 ANSYS 自由度耦合 约束方程 结构支承 柔度矩阵 ANSYS coupled degree of freedom constraint equations structural supporting flexibility matrix
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参考文献3

  • 1王勖成,邵敏编著..有限单元法基本原理和数值方法 第2版[M].北京:清华大学出版社,1997:568.
  • 2何福保,沈亚鹏编著..板壳理论[M].西安:西安交通大学出版社,1993:592.
  • 3黄克智等编著..板壳理论[M].北京:清华大学出版社,1987:407.

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