高晨
- 作品数：13 被引量：37H指数：3
- 供职机构：中华人民共和国环境保护部更多>>
- 相关领域：核科学技术金属学及工艺动力工程及工程热物理电气工程更多>>
- 螺纹套修复核电设备螺纹孔的核安全审查要点被引量：1
- 2014年
- 加装螺纹套是修复核电厂设备法兰螺纹孔损伤的一种常用手段,被损螺纹可得到快速有效地修复,且螺纹的承载能力和抗疲劳能力得到提高。在螺纹套修复不符合项的核安全审查过程中,应对标准符合性、螺纹套的材质、实施方案、服役分析、跟踪措施等方面进行全面审查,以保证修复的可靠性和质量。
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- 关键词：螺纹孔
- 国内压水堆核电站设备材料应力腐蚀问题及安全管理被引量：11
- 2016年
- 介绍了压水堆核电站机械设备材料(包括奥氏体不锈钢和镍基合金)应力腐蚀问题的国际及国内研究和工程现状,在分析国内压水堆核电站设备材料失效案例的基础上,对国内核电站设备材料应力腐蚀的预防、缓解和处理提出了建议。
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- 关键词：应力腐蚀压水堆核电站奥氏体不锈钢镍基合金
- ASME规范的设计安全系数及调整因素被引量：2
- 2019年
- 本文介绍美国机械工程师学会(ASME)《ASME锅炉及压力容器规范》设计安全系数的变化历史,设计安全系数包含的因素,重点介绍了ASME第III卷安全一级设备设计系数取值的主要考虑因素,以及1999年第III卷安全二、三级设备安全系数由4调整为3.5的主要考虑因素。
- 盛朝阳路燕高晨徐宇王庆
- 关键词：安全系数
- 用于安全阀的触发装置
- 本发明提供了一种用于安全阀的触发装置。触发装置包括：第一腔体，入口端与阀体入口端工作介质连通；第二腔体，入口端与第一腔体出口端密闭连接，出口端与阀体出口端连通；弹性部件，位于第一腔体和第二腔体之间，初始弹性形变使得阻绝工...
- 孙造占徐宇孙海涛高晨王中秋文静马若群贾盼盼
- AP1000与EPR机组在役检查的差异性比较与分析
- 2015年
- 定期对核电厂实施在役检查是保障核电厂安全运行的重要手段之一。本文通过对国内第三代核电机组适用的在役检查相关法规标准的解读,结合AP1000机组与EPR机组的机械设备核心设备的各自设计特点,分析比较两者包括检查项目、在役检查周期和验收标准等在役检查活动的差异性,并对两者的在役检查活动提出改进建议。
- 王臣孙海涛盛朝阳高晨
- 关键词：AP1000EPR在役检查
- M310改进型机组压力容器辐照监督要求及其在高温气冷堆辐照监督中的实践被引量：4
- 2018年
- 本文以我国M310改进型机组压力容器辐照监督为研究对象,梳理和分析了适用于压水堆压力容器的辐照监督规范体系。对辐照监督中韧脆转变温度设计曲线、预测公式、辐照监督管与试样设置、抽取计划等技术要点进行了研究和总结。结合标准规范的要求对辐照监督数据的作用和评价方法进行了分析研究和分步演绎。然后基于压水堆辐照监督的要求和堆型特点,重点研究了石岛湾气冷堆辐照监督规范适用性和辐照温度效应的修正等审评中遇到的难点。结论如下,压水堆压力容器辐照监督法规、标准体系较为完善,基于压水堆相关标准的技术原理,结合高温气冷堆的堆芯物理参数的特点,制定高温气冷堆的辐照监督方案是一个可行的思路。
- 凌礼恭孙海涛高晨徐宇
- 关键词：辐照监督中子注量高温气冷堆
- 核动力厂蒸汽发生器模态分析被引量：2
- 2018年
- 本文给出了蒸汽发生器的设备简化过程和方法,并对蒸汽发生器简化模型进行模态分析,将分析结果与设计方模型的模态分析结果进行比较,以验证设计的合理性,结果证明二者基本一致。
- 路燕初起宝徐宇高晨盛朝阳
- 关键词：蒸汽发生器核动力厂模型分析
- 基于超单元技术的乏燃料贮存格架多自由度非线性抗震分析被引量：3
- 2020年
- 基于有限元软件ANSYS超单元分析技术,建立乏燃料贮存格架整池超单元模型,对格架地震响应进行更精确的多自由度模拟。考虑了格架间流-固耦合影响,对整池格架进行非线性时程抗震分析,获得了格架的跳起位移、碰撞加速度、滑移位移等计算结果,并将超单元模型抗震分析结果扩展到格架详细模型,得到格架地震下的变形和应力。分析结果表明:基于超单元分析建模的技术方法显著提高了分析效率,格架响应计算也更为精确,可用于乏燃料贮存格架的抗震设计。
- 伍时建尚尔涛刘攀高晨徐晓聂照宇
- 关键词：非线性时程分析
- M310型核电厂在役检查的改进和优化被引量：2
- 2015年
- 核电厂在役检查是核电厂机械设备安全运行的重要保证手段之一。本文结合国内核电厂在役检查的经验反馈,对RSE-M规范中某些技术条款的合理性进行探讨,介绍风险指引型在役检查方法的应用,并为我国M310型压水堆核电厂在役检查的优化提供建议。
- 王臣孙海涛高晨邓冬
- 关键词：在役检查
- 三代压水堆核电站核岛主设备安全特征分析被引量：1
- 2015年
- 为了满足"三代"核电技术要求,三代压水堆核电站核岛主设备在容量、设计寿命和安全裕量等方面均进行了优化设计。本文对AP1000和EPR等机型核岛主设备的技术特征、改进目标和改进方法等进行了分析,为核电厂的设备运行和改造、新电厂的设计提供参考。
- 孙海涛李海龙盛朝阳高晨王臣凌礼恭贾盼盼
- 关键词：AP1000EPR
