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CPR1000安全壳结构极限承载能力分析 被引量：10
1
作者 赵超超 李忠诚 董占发 《计算机辅助工程》 2013年第A02期393-399,共7页
安全壳的极限承载能力是评估安全壳安全性和可靠性至关重要的指标.在Abaqus中通过分离式建模建立CPR1000堆型安全壳三维有限元模型，在自重及预应力载荷下，施加0～3倍范围内压载荷进行非线性有限元分析.对于破坏准则，提出安全壳的极... 安全壳的极限承载能力是评估安全壳安全性和可靠性至关重要的指标.在Abaqus中通过分离式建模建立CPR1000堆型安全壳三维有限元模型，在自重及预应力载荷下，施加0～3倍范围内压载荷进行非线性有限元分析.对于破坏准则，提出安全壳的极限承载能力包括功能性失效和结构破坏的2个阶段，并给出相应的破坏准则.计算结果表明，在内压载荷达到1.83倍设计内压时，大量混凝土开裂，钢衬里部分屈服，可认为安全壳达到功能性失效；在内压载荷达到2.16倍设计内压时，预应力筋开始屈服，可认为安全壳达到承载力极限状态. 展开更多
关键词 安全壳 内压载荷 极限承载力 功能性失效 结构破坏
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某核电站安全壳1:15模型振动台试验 被引量：5
2
作者 王晓磊 侯钢领 吕大刚 《工程力学》 EI CSCD 北大核心 2014年第S1期249-252,264,共5页
安全壳是核电站最后一道安全屏障,其抗震性能受到高度重视。该文根据某核电站安全壳原型结构,依据相似理论并采取一些简化措施,设计了一个相似比为1∶15欠配重的安全壳模型。试验选取El Centro波、Taft波和人工波作为地震动输入。为验... 安全壳是核电站最后一道安全屏障,其抗震性能受到高度重视。该文根据某核电站安全壳原型结构,依据相似理论并采取一些简化措施,设计了一个相似比为1∶15欠配重的安全壳模型。试验选取El Centro波、Taft波和人工波作为地震动输入。为验证原型安全壳在峰值加速度为0.25g极限安全地震SL-2水平下的抗震安全,进行了峰值加速度分别为0.1g、0.2g和0.3g(相当于原型结构0.088g、0.175g和0.263g)三组工况试验,并且在每组工况前对安全壳模型进行白噪声扫频测试。通过安全壳模型上布置的加速度传感器、位移计和应变片,得到了安全壳模型在三个工况下的动力响应。最后对试验数据进行了分析处理,试验结果表明原型安全壳结构在SL-2水平地震动下仍可保持为线弹性状态,具有充足抗震安全裕量。 展开更多
关键词 安全壳 1∶15模型 抗震性能 振动台试验 极限安全地震SL-2
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Gd_(2-x)Nd_xZr_2O_7(Nd=An(Ⅲ),0≤x≤2.0)模拟固化体固溶量与其物相、密度、硬度之间的关系 被引量：5
3
作者 段涛 卢喜瑞 +2 位作者 刘小楠 竹文坤 黄叶菊 《物理学报》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 2012年第21期160-165,共6页
以Nd(Ⅲ)作为放射性核素An(Ⅲ)的模拟替代物,以Gd_2O_3和ZrO_2粉体为原料,通过高温固相反应法(1500℃,保温72 h)合成了Gd_(2-x)Nd_xZr_2O_7(0≤x≤2.0)微米级的钆锆烧绿石固化An(Ⅲ)的模拟固化体.利用X射线衍射仪、显微硬度计和扫描电... 以Nd(Ⅲ)作为放射性核素An(Ⅲ)的模拟替代物,以Gd_2O_3和ZrO_2粉体为原料,通过高温固相反应法(1500℃,保温72 h)合成了Gd_(2-x)Nd_xZr_2O_7(0≤x≤2.0)微米级的钆锆烧绿石固化An(Ⅲ)的模拟固化体.利用X射线衍射仪、显微硬度计和扫描电子显微镜等对所制备样品的物相、密度、维氏硬度和微观形貌进行了表征.结果表明:Gd_(2-x)Nd_xZr_2O_7(0≤x≤2.0)系列固化体样品多呈板状,均为烧绿石相;其密度值随固溶量x值的增加,呈逐渐下降趋势,但均≥5.76 g·cm^(-3).固化体的维氏硬度值(H_v)随x值的递增呈逐渐减小趋势,x值与维氏硬度值之间满足H_v=695.18636-162.64091 x的线性关系,但维氏硬度值均≥400kg·mm^(-2)以上. 展开更多
关键词 钆锆烧绿石 固化体 固溶量 相组成
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预应力混凝土安全壳内压易损性及性能评估 被引量：4
4
作者 金松 李忠诚 +2 位作者 贡金鑫 董占发 蓝天云 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第6期913-921,共9页
为研究安全壳在严重事故工况下内压易损性及其性能,本文采用非线性有限元方法分析了预应力混凝土安全壳在严重事故工况下的易损性,建立了精细化安全壳三维有限元分析模型,同时考虑材料非线性以及混凝土受拉刚化效应。采用拉丁超立方抽... 为研究安全壳在严重事故工况下内压易损性及其性能,本文采用非线性有限元方法分析了预应力混凝土安全壳在严重事故工况下的易损性,建立了精细化安全壳三维有限元分析模型,同时考虑材料非线性以及混凝土受拉刚化效应。采用拉丁超立方抽样技术产生30个安全壳随机样本,分析了安全壳整体功能性失效、结构性失效及不同变截面位置处功能性失效对应的易损性,并采用概率评价方法对安全壳严重事故工况下性能进行评估。研究结果表明:安全壳破坏由功能性失效控制,安全壳功能性失效内压承载力与结构性失效内压承载力相差较大。变截面位置破坏次序环梁底部、环梁顶部、穹顶变截面部位、截椎体部位。安全壳的下限和上限内压承载力分别为1.2349 MPa和1.3626 MPa。安全壳在事故工况下的条件失效概率为0.01,满足严重事故工况下要求的性能指标。 展开更多
关键词 安全壳 有限元模型 拉丁超立方抽样 功能性失效 结构性失效 易损性 内压承载力 性能指标
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中美规范核电厂混凝土安全壳设计方法和安全度对比分析 被引量：1
5
作者 贡金鑫 凡红 万广泽 《建筑结构》 CSCD 北大核心 2018年第16期9-18,共10页
对中国规范NB/T 20303—2014与美国规范ACI 359-13混凝土安全壳的设计方法和安全度进行了对比分析。分析表明：中国规范NB/T 20303—2014与美国规范ACI 359-13考虑的设计工况、荷载组合及荷载系数基本是相同的;中国规范NB/T 20303—201... 对中国规范NB/T 20303—2014与美国规范ACI 359-13混凝土安全壳的设计方法和安全度进行了对比分析。分析表明：中国规范NB/T 20303—2014与美国规范ACI 359-13考虑的设计工况、荷载组合及荷载系数基本是相同的;中国规范NB/T 20303—2014要求验算安全壳结构施加预应力前、整体性试验和正常运行三种工况下混凝土应力的容许值,按极限状态方法计算需要的钢筋面积;美国规范ACI 359-13分别验算使用荷载组合和乘系数荷载组合下混凝土的容许正应力和容许剪应力及钢筋的容许应力和容许应变;中国规范NB/T 20012—2010钢筋混凝土径向抗剪的安全度比美国规范ACI 359-13保守,预应力混凝土抗剪的安全度与美国规范ACI 359-13的接近,外周抗剪的安全度比美国规范ACI 359-13的低,切向抗剪和抗扭切的安全度与美国规范ACI 359-13的接近。 展开更多
关键词 核电厂 安全壳 承载力 安全度 规范 对比分析
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核电厂含硼浓缩液水泥固化配方改进研究
6
作者 罗劲松 闫晓俊 +3 位作者 陈洪春 王昭 郭霄斌 郭喜良 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2021年第3期254-259,共6页
从配方水泥改进和提高废物包容量的角度出发,参照《低、中水平放射性废物固化体性能要求——水泥固化体》(GB 14569.1—2011)的要求,从实验室规模冷试、200 L和400 L规模冷试三个阶段,开展了核电厂含硼浓缩液的固化配方改进和水泥品牌... 从配方水泥改进和提高废物包容量的角度出发,参照《低、中水平放射性废物固化体性能要求——水泥固化体》(GB 14569.1—2011)的要求,从实验室规模冷试、200 L和400 L规模冷试三个阶段,开展了核电厂含硼浓缩液的固化配方改进和水泥品牌替代研究,研究过程中水泥固化工艺模拟核电现场固化工艺。结果表明:配方改进后,替代品牌水泥固化体样品的抗冲击性、抗压强度、抗冻融性、耐γ辐照性和抗浸泡性均满足国标要求,与原配方及原品牌水泥相当;固化废物体积包容量从46.99%提升至57.63%,固化每吨废物的材料成本降低了69.29%。本研究结果可用于核电厂真实废物的水泥固化验证和处理。 展开更多
关键词 含硼浓缩液 水泥固化废物 包容量
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ACP1000内层安全壳设备非标预埋件设计
7
作者 赵金涛 姚迪 孟剑 《山西建筑》 2017年第12期40-42,共3页
根据工艺提供的设计荷载和形状参数,按照GB 50010—2010介绍了ACP1000内层安全壳某设备非标预埋件的设计方法,并参照ACI 349—13,对该预埋件进行了受拉及受剪承载力计算,为核电站预埋件设计提供了借鉴。
关键词 ACP1000 内层安全壳 预埋件 承载力
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安全壳极限承载力中预应力的数值模拟 被引量：16
8
作者 孟剑 杨景龙 《工业建筑》 CSCD 北大核心 2011年第S1期127-131,共5页
某核电厂的安全壳采用了预应力混凝土结构,其中预应力钢束布置形式比较复杂。结合安全壳结构极限承载力项目,根据安全壳预应力钢束的特殊布置形式,对钢束的几何形状进行研究,推导出了钢束的空间几何曲线方程,采用MATLAB对预应力钢束进... 某核电厂的安全壳采用了预应力混凝土结构,其中预应力钢束布置形式比较复杂。结合安全壳结构极限承载力项目,根据安全壳预应力钢束的特殊布置形式,对钢束的几何形状进行研究,推导出了钢束的空间几何曲线方程,采用MATLAB对预应力钢束进行了数值计算,完成了ABAQUS有限元模型中钢束的定位和建模工作,计算每根钢束各个位置的预应力值,并完成了加载工作。通过已有的数据可以验证,钢束定位和预应力计算结果具有较高的精度。所述的方法对于安全壳的预应力设计和施工也有较大的指导意义。 展开更多
关键词 安全壳 极限承载力 预应力数值模拟 张拉伸长值计算
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常态化防控视角下社区疫情防控能力提升策略研究 被引量：7
9
作者 茆京来 《中国公共卫生》 CAS CSCD 北大核心 2020年第12期1721-1723,共3页
突如其来的新冠肺炎疫情对国家治理体系和治理能力是一次全面检验,社区在疫情防控中承担着动员群众、组织群众、凝聚群众、服务群众等重要职责以及疫情监测、信息报送、宣传教育、环境整治、困难帮扶等具体任务,是多重任务落实、多方协... 突如其来的新冠肺炎疫情对国家治理体系和治理能力是一次全面检验,社区在疫情防控中承担着动员群众、组织群众、凝聚群众、服务群众等重要职责以及疫情监测、信息报送、宣传教育、环境整治、困难帮扶等具体任务,是多重任务落实、多方协同阻击和多元人文关怀的阵地。作为常态化防控的关键,社区防控面临着顶层设计、管理体系、队伍建设等方面问题,建议通过完善顶层设计、增强管理效能、提升社区文明来进一步提升社区应对能力,满足人民群众提升自我服务、自我防范能力的现实需求,获得国家治理体系和治理能力现代化水平的实效性提升。 展开更多
关键词 疫情防控 常态化防控 基层治理 社区应对能力
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核电厂安全壳极限抗压承载力及影响因素分析 被引量：7
10
作者 宋辰宁 侯钢领 周国良 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2015年第1期95-102,共8页
核电厂安全壳极限抗压承载力、影响因素及其规律是核电结构安全评估、事故处理和结构设计的关键问题。本文以某安全壳为例,采用损伤塑性模型模拟混凝土的力学性能,双线形应力-应变模型模拟钢衬里和预应力钢束的材料非线性,基于ABAQUS软... 核电厂安全壳极限抗压承载力、影响因素及其规律是核电结构安全评估、事故处理和结构设计的关键问题。本文以某安全壳为例,采用损伤塑性模型模拟混凝土的力学性能,双线形应力-应变模型模拟钢衬里和预应力钢束的材料非线性,基于ABAQUS软件系统地分析了核安全壳极限抗压承载力,并给出结构自重、预应力、钢衬里等因素的影响规律。研究表明,当内压增大到0.87MPa时,安全壳筒壁上部混凝土开始进入塑性;当内压增大到1.02MPa时,钢衬里最大拉应变超过限值3 000×10-6,安全壳达到极限状态。在各种影响因素中,预应力和钢衬里对安全壳的极限内压和破坏形式起着关键作用。本文研究结果对核安全壳极限承载能力分析、结构设计和安全评定等方面具有一定的参考价值。 展开更多
关键词 核安全壳 极限承载力 影响因素 ABAQUS
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核电厂安全壳结构模型碳纤维布加固试验研究 被引量：6
11
作者 阳涛 杨哲飚 +2 位作者 陆新征 陈文永 丁一 《工程力学》 EI CSCD 北大核心 2017年第8期144-153,共10页
核电站安全壳是防止核泄漏的最后安全屏障。该文基于某核电厂预应力安全壳的1∶10结构模型,开展试验研究。利用内部水压来模拟事故中安全壳的压力,试验通过数百个传感器和数据采集系统详细测得安全壳各部位的受力过程。在试验中,先加载... 核电站安全壳是防止核泄漏的最后安全屏障。该文基于某核电厂预应力安全壳的1∶10结构模型,开展试验研究。利用内部水压来模拟事故中安全壳的压力,试验通过数百个传感器和数据采集系统详细测得安全壳各部位的受力过程。在试验中,先加载至结构破坏,然后采用外包碳纤维布的方式进行加固并再次加载试验。在ANSYS中建立了安全壳模型的有限元模型进行分析,试验和计算结果表明CFRP加固能够显著提高安全壳结构的承压能力,同时也能有效控制安全壳结构的变形和裂缝发展。有限元计算分析结果与试验结果吻合良好,能够用来预测碳纤维布加固后结构的表现。 展开更多
关键词 碳纤维布 安全壳 加固 承压能力 裂缝
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严重事故下预应力混凝土安全壳非线性分析及性能评估 被引量：6
12
作者 金松 李忠诚 +2 位作者 蓝天云 董占发 贡金鑫 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第4期96-100,共5页
预应力混凝土安全壳作为核电厂重要防泄漏屏障,对保证核电厂正常运行、确保人员安全至关重要。本文基于顺序热力耦合方法对严重事故工况下预应力混凝土安全壳进行非线性有限元分析,考虑了温度和内压荷载共同的影响,分析了安全壳结构典... 预应力混凝土安全壳作为核电厂重要防泄漏屏障,对保证核电厂正常运行、确保人员安全至关重要。本文基于顺序热力耦合方法对严重事故工况下预应力混凝土安全壳进行非线性有限元分析,考虑了温度和内压荷载共同的影响,分析了安全壳结构典型不连续区域和连续区域的位移响应。研究表明:安全壳混凝土不连续区域位移响应沿厚度方向上差异较为显著,而连续区域处的差异相对较小;安全壳泄漏失效模式由设备闸门位置控制,50%和95%分位水平的内压分别为1.266 MPa和1.072 MPa;破口失效模式由筒体某一位置控制,50%和95%分位水平的内压分别为2.224 MPa和1.883 MPa;本文所分析的预应力混凝土安全壳的内压承载力满足最小安全裕度不小于2.5的要求。 展开更多
关键词 预应力混凝土安全壳 非线性有限元分析 泄漏失效模式 破口失效模式 内压承载力
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非能动安全壳空气冷却系统换热能力分析
13
作者 冯雨 王洪亮 +6 位作者 马屹松 李云屹 郭强 于明锐 刘卓 韩旭 元一单 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1162-1168,共7页
为分析环境温度和安全壳外表面发射率对小型压水堆非能动安全壳空气冷却系统换热能力的影响,本文采用Ansys Fluent软件建立了非能动安全壳空气冷却系统的计算模型,分析了非能动安全壳空气冷却系统在事故后的稳态换热能力。结果表明:非... 为分析环境温度和安全壳外表面发射率对小型压水堆非能动安全壳空气冷却系统换热能力的影响,本文采用Ansys Fluent软件建立了非能动安全壳空气冷却系统的计算模型,分析了非能动安全壳空气冷却系统在事故后的稳态换热能力。结果表明:非能动安全壳空气冷却系统换热能力随环境温度的升高而降低,环境温度对非能动安全壳空气冷却系统换热能力影响较明显;非能动安全壳空气冷却系统换热能力随安全壳外表面发射率的升高而升高,安全壳外表面发射率对非能动安全壳空气冷却系统换热能力影响较小。以上结果可以为非能动安全壳空气冷却系统在不同环境温度及安全壳外表面发射率发生变化后的换热能力提供基础数据,也可以为今后小型压水堆在环境温度较低的高纬度地区建设提供参考。 展开更多
关键词 环境温度 发射率 小型压水堆 非能动 安全壳 空气冷却 换热能力 Ansys Fluent 计算模型
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核电厂安全壳隔震减振分析 被引量：4
14
作者 侯钢领 陈树华 李冬梅 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第S1期76-79,共4页
为有效减小地震灾害对核电厂安全壳的影响,基于安全壳的动力特性,从隔震技术原理出发,分析安全壳采用隔震技术的可行性。以某核电厂为对象,对比分析了隔震技术对安全壳的减震效果,并应用优化技术进行了隔震设计。结果表明,采用隔震技术... 为有效减小地震灾害对核电厂安全壳的影响,基于安全壳的动力特性,从隔震技术原理出发,分析安全壳采用隔震技术的可行性。以某核电厂为对象,对比分析了隔震技术对安全壳的减震效果,并应用优化技术进行了隔震设计。结果表明,采用隔震技术可显著提高安全壳的抗震性能。 展开更多
关键词 核电厂 安全壳 隔震技术 抗震性能 隔震设计
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安全壳结构内压极限承载能力分析 被引量：3
15
作者 杨昕光 李吉娃 +2 位作者 徐海翔 刘凯 宋正峰 《工业建筑》 CSCD 北大核心 2021年第12期74-78,共5页
对安全壳内压破坏机理进行了探讨,确定了安全壳功能性失效破坏准则与结构性失效破坏准则,并采用混凝土损伤模型与非线性有限元数值模拟对“华龙一号”安全壳结构进行了内压极限承载能力分析,研究了安全壳结构在内压作用下的破坏过程,明... 对安全壳内压破坏机理进行了探讨,确定了安全壳功能性失效破坏准则与结构性失效破坏准则,并采用混凝土损伤模型与非线性有限元数值模拟对“华龙一号”安全壳结构进行了内压极限承载能力分析,研究了安全壳结构在内压作用下的破坏过程,明确了安全壳结构的内压极限承压能力。计算结果表明:当内压增加至2.5倍设计压力时,安全壳首先在设备闸门口附近发生损伤开裂,并进入塑性工作状态;当内压增加至2.713倍设计压力时,钢内衬开始出现撕裂,说明安全壳已达到其功能性失效破坏极限状态;当内压增加至2.857倍设计压力时,安全壳混凝土在设备闸门口附近出现大面积损伤开裂,局部产生较大的位移而发生失稳破坏,达到其结构性失效破坏极限状态。 展开更多
关键词 核安全壳 极限承载力 内压 有限元模拟
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核电厂安全壳极限抗压承载力及影响因素分析 被引量：3
16
作者 宋辰宁 侯钢领 周国良 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2014年第2期228-235,共8页
核电厂安全壳极限抗压承载力、影响因素及其规律是核电结构安全评估、事故处理和结构设计的关键问题。本文以某安全壳为例,采用损伤塑性模型模拟混凝土的力学性能,双线形应力-应变模型模拟钢衬里和预应力钢束的材料非线性,基于ABAQUS软... 核电厂安全壳极限抗压承载力、影响因素及其规律是核电结构安全评估、事故处理和结构设计的关键问题。本文以某安全壳为例,采用损伤塑性模型模拟混凝土的力学性能,双线形应力-应变模型模拟钢衬里和预应力钢束的材料非线性,基于ABAQUS软件系统地分析了核安全壳极限抗压承载力,并给出了结构自重、预应力、钢衬里等因素的影响规律。研究表明,当内压增大到0.87 MPa时,安全壳筒壁上部混凝土开始进入塑性;当内压增大到1.02 MPa时,钢衬里最大拉应变超过限值3 000×10-6,安全壳达到极限状态。在各种影响因素中,预应力和钢衬里对安全壳的极限内压和破坏形式起着关键作用。本文研究结果对核安全壳极限承载能力分析、结构设计和安全评定等方面具有一定的参考价值。 展开更多
关键词 核安全壳 极限承载力 影响因素 ABAQUS
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核电厂安全壳设计时各种温度作用分析方法的探讨 被引量：1
17
作者 赵金涛 姚迪 王静 《建筑结构》 CSCD 北大核心 2017年第S2期170-172,共3页
温度作用是核电厂安全壳最重要的设计荷载作用之一,包括:正常运行温度作用、LOCA温度作用和严重事故温度作用。分别从承载力分析和位移分析角度,对安全壳设计时温度作用的分析方法进行了探讨。此方法对于受温度作用的结构设计具有参考... 温度作用是核电厂安全壳最重要的设计荷载作用之一,包括:正常运行温度作用、LOCA温度作用和严重事故温度作用。分别从承载力分析和位移分析角度,对安全壳设计时温度作用的分析方法进行了探讨。此方法对于受温度作用的结构设计具有参考意义。 展开更多
关键词 安全壳 温度作用 承载力 位移
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安全壳过滤排放系统容量确定 被引量：1
18
作者 李丽娟 周喆 丁亮 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第1期57-62,共6页
通过研究安全壳过滤排放系统功能、方案、法规标准要求,进行全面、详细的分析计算,包括PCS不可用以及1列PCS可用、不同气体排量等多种假设和工况,综合考量压力控制能力和考虑产品的成熟性,确定安全壳过滤排放系统的排量为4 kg/s(0.52 M... 通过研究安全壳过滤排放系统功能、方案、法规标准要求,进行全面、详细的分析计算,包括PCS不可用以及1列PCS可用、不同气体排量等多种假设和工况,综合考量压力控制能力和考虑产品的成熟性,确定安全壳过滤排放系统的排量为4 kg/s(0.52 MPa)。为安全壳过滤排放系统设计、采购、研发提供输入条件。 展开更多
关键词 安全壳过滤排放系统 方案 法规标准要求 容量确定
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高温下预应力混凝土安全壳承压性能研究 被引量：1
19
作者 裴强 龚久宇 汤爱平 《世界地震工程》 CSCD 北大核心 2017年第3期7-16,共10页
为了研究温度对预应力混凝土安全壳结构抗压能力的影响,建立考虑预应力钢束的安全壳结构有限元模型,计算分析了高温作用下安全壳结构的径向位移、应变、预应力以及结构开裂等参数随内压变化情况。结果表明:在相同内压作用下,温度越高安... 为了研究温度对预应力混凝土安全壳结构抗压能力的影响,建立考虑预应力钢束的安全壳结构有限元模型,计算分析了高温作用下安全壳结构的径向位移、应变、预应力以及结构开裂等参数随内压变化情况。结果表明:在相同内压作用下,温度越高安全壳结构的变形越大;当安全壳结构内部温度低于200℃时,安全壳承压能力基本不发生变化,即在此温度范围内温度对安全壳承压能力基本没有影响;当安全壳结构内部温度达到300℃时,安全壳的承压能力较常温情况时下降明显。 展开更多
关键词 核电厂安全壳 高温 承压性能
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小型LNG全容罐的BOG压缩机选型方法 被引量：1
20
作者 刘洋 《化工与医药工程》 2021年第4期41-45,共5页
主要通过对比分析小型LNG全容罐几种常用压缩机的安装、一次性投资、运行投资等特点,确定合适的压缩机型式。根据不同工况下漏热情况分析整个储罐系统的闪蒸量。根据小型LNG全容罐实际项目案例分析选择合适的BOG闪蒸量计算公式得到BOG... 主要通过对比分析小型LNG全容罐几种常用压缩机的安装、一次性投资、运行投资等特点,确定合适的压缩机型式。根据不同工况下漏热情况分析整个储罐系统的闪蒸量。根据小型LNG全容罐实际项目案例分析选择合适的BOG闪蒸量计算公式得到BOG闪蒸量的最小值与最大值,从而得到压缩机的预处理量,再进行压缩机的功率计算等分析,最终对BOG压缩机进行准确的选型。 展开更多
关键词 小型LNG全容罐 BOG闪蒸量 BOG压缩机处理量计算 BOG压缩机选型
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