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内蒙古自治区呼和浩特市赛罕区大学西街235号 邮编: 010021
作者机构:中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213
出 版 物:《核动力工程》 (Nuclear Power Engineering)
年 卷 期:2025年第46卷第1期
页 面:209-215页
核心收录:
学科分类:08[工学] 082701[工学-核能科学与工程] 0827[工学-核科学与技术]
主 题:控制棒驱动机构 隔热套磨损 Archard模型 安全运行寿命
摘 要:隔热套组件(简称隔热套)是核电厂反应堆控制棒驱动机构的主要部件之一,由于下端部受到喷射流体冲击,法兰与耐压壳发生接触磨损,导致承载能力和抗冲击能力下降,影响控制棒落棒功能。本文基于Archard模型,提出结构磨损特征时间和隔热套磨损微分方程,将结构磨损与运行工况参数及材料物性参数解耦,建立了适用于隔热套的静力学磨损分析模型,得到了沉降高度随结构磨损特征时间变化规律。计算结果表明,对于华龙一号机组驱动机构,其隔热套结构安全运行寿命最长时的倾角为22.6°。通过给出剩余运行寿命与沉降高度对照曲线,为核电厂运行单位提供了隔热套更换评价方法与磨损缺陷处理方案。