段远刚
- 作品数：14 被引量：33H指数：4
- 供职机构：天津大学更多>>
- 相关领域：核科学技术一般工业技术金属学及工艺医药卫生更多>>
- 秦山核电二期工程反应堆堆内构件设计被引量：4
- 2003年
- 秦山核电二期工程反应堆堆内构件的设计是以大亚湾核电站为参考,经历了方案设计、初步设计、施工设计等阶段。在堆内构件设计过程中,进行了大量的设计验证工作。在国内自主设计的压水堆中,秦山核电二期工程反应堆堆内构件首次按照R.G.1.20对堆内构件的流致振动行为进行了综合评价。1#堆的成功运行证明:秦山核电二期工程反应堆堆内构件的结构完整性和功能均满足设计要求,秦山核电二期工程反应堆堆内构件的设计是成功的。
- 段远刚何大明李燕
- 关键词：堆内构件
- 可整体装拆的堆芯仪表探头导管系统
- 本发明属于反应堆堆芯测量系统，具体涉及一种可整体装拆的堆芯仪表探头导管系统，旨在解决现有技术难以整体装拆堆芯仪表探头导管系统的问题，它包括安装在反应堆堆芯顶部的堆芯上板(8)、压紧板(4)、压紧柱(6)、探头导管(3)，...
- 关建维张振亚何大明段远刚曹锐
- 文献传递
- 反应堆控制棒驱动线的故障树分析被引量：1
- 2004年
- 在设计中,对反应堆控制棒驱动线进行了FAT分析,建立了直观的故障树模型,对各种可能导致控制棒驱动线故障的底事件进行了定性分析,提出了相应的预防措施,为改进控制棒驱动线的可靠性和维修性起到了积极作用.
- 段远刚谢重方才顺
- 关键词：反应堆结构FAT
- 压水堆结构设计中应注意的问题被引量：5
- 2007年
- 根据工程经验,在压水堆结构设计中,应对反应堆的结构布置、功能要求、接口控制、热工水力特性、驱动线性能、结构完整性以及堆内构件的功能准则和堆结构对燃料组件的影响等方面进行综合评价,以确保反应堆的顺利装配,实现反应堆的功能并确保反应堆安全运行。
- 段远刚许川唐传宝
- 关键词：压水堆
- CPR1000反应堆压力容器密封性能模拟技术研究
- 压水型核反应堆压力容器的密封性能是保证核电厂安全运行的关键因素之一。为了探索反应堆压力容器密封性能的数值模拟技术,本文建立了CPR1000反应堆压力容器(RPV)密封结构的热弹塑性三维有限元分析模型,考虑了运行期间的载荷...
- 熊光明段远刚邓小云谭蔚金挺
- 关键词：反应堆压力容器数值模拟分析技术
- 文献传递
- 反应堆压力容器螺栓法兰联结系统密封性能技术研究
- 熊光明段远刚邓小云金挺陈骏杨能仁刘攀谭蔚张晋军
- 反应堆压力容器是核电厂的“心脏”，是反应堆冷却剂系统承压边界中最为重要的设备之一，执行着极为重要的系统功能和安全功能，整个核反应堆系统的安全有效运行取决于反应堆压力容器结构完整性。因此，直接决定反应堆压力容器结构完整性的...
- 关键词：
- 关键词：反应堆压力容器
- 可整体装拆的堆芯仪表探头导管系统
- 本发明属于反应堆堆芯测量系统，具体涉及一种可整体装拆的堆芯仪表探头导管系统，旨在解决现有技术难以整体装拆堆芯仪表探头导管系统的问题，它包括安装在反应堆堆芯顶部的堆芯上板(8)、压紧板(4)、压紧柱(6)、探头导管(3)，...
- 关建维张振亚何大明段远刚曹锐
- 压水堆堆内构件寿命管理中的关键问题被引量：4
- 2003年
- 介绍了对堆内构件中潜在失效部件应开展的研究内容,包括预防措施、潜在的失效部件、失效模式、失效过程和基本接受条件;指出了堆内构件的主要失效模式和危险区域,并对这些失效模式和危险区域进行了分析。对需修复或更换的部件,提出了需进一步研究的内容。
- 段远刚赵晓刚喻济兵
- 关键词：堆内构件寿命管理
- 国产304NG控氮不锈钢应用性能研究被引量：6
- 2007年
- 通过向奥氏体不锈钢中加入适量的氮和降低碳含量,可以提高钢的强度,改善钢的耐腐蚀性能,而基本上不影响钢的塑性和韧性.本文对核工程用304NG控氮不锈钢的应用性能进行了研究,包括材料的基本特性和应力腐蚀、均匀腐蚀等性能.结果表明,国产304NG控氮不锈钢的综合性能满足核工程需求,与国外同类产品处于同一水平.
- 文燕赖旭平段远刚姜峨李光福许斌龚宾
- 关键词：堆内构件
- CPR1000反应堆压力容器密封元件模拟技术研究
- CPR1000反应堆压力容器采用双置C形环密封结构，密封环的弹性件主体是单头丝材紧密绕制的弹簧结构，在进行反应堆压力容器密封性能数值分析时会造成巨大的运算量。为了得到密封元件的简化模拟技术，本文建立了对称简化、指环简化、...
- 熊光明段远刚谭蔚邓小云金挺杨能仁
- 关键词：反应堆密封元件
- 文献传递
