机译:用于地震分析的APR1400核反应堆内部的模态特征分析
Department of Mechanical Engineering, Yonsei University 50 Yonsei-ro, Seodaemun-gu, Seoul 120-749, Korea;
Department of Mechanical Engineering, Yonsei University 50 Yonsei-ro, Seodaemun-gu, Seoul 120-749, Korea;
Department of Mechanical Engineering, Yonsei University 50 Yonsei-ro, Seodaemun-gu, Seoul 120-749, Korea;
Department of Mechanical Engineering, Yonsei University 50 Yonsei-ro, Seodaemun-gu, Seoul 120-749, Korea;
Department of Mechanical Engineering, Gachon University 1342 Seongnamdaero, Sujeong-gu, Gyeonggi-do, 461-701, Korea;
Department of Mechanical Engineering, Yonsei University 50 Yonsei-ro, Seodaemun-gu, Seoul 120-749, Korea;
Korea Institute of Nuclear Safety 62 Kwahakro, Yuseong-gu, Daejeon 305-338, Korea;
Reactor Internals; Scaled-down Model; Fluid-structure Interaction; Finite Element Method; Commercial Reactor;
机译:用于地震分析的APR1400核反应堆内部的模态特征分析
机译:使用验证的梁单元模型对APR1400核反应堆系统进行地震分析
机译:具有内部结构建模和流固耦合的核反应堆模态分析均质化方法
机译:核反应堆内部的地震响应分析
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机译:apR1400核反应堆内部地震分析的模态特征分析
机译:美国核管理委员会监管指南核监管研究办公室。监管指南1.92结合地震响应分析中的模态响应和空间分量。 2006年7月修订版2