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原子能科学技术 2018年第6期52卷 1070-1076页

作者：赵杰江唐力晨钱浩谢永诚丁淑蓉霍永忠复旦大学航空航天系力学与工程仿真研究所上海200433 上海核工程研究设计院有限公司上海200233

微动是蒸汽发生器传热管失效的一个主要原因,揭示传热管用690合金的微动疲劳十分重要。本文通过有限元模型和自编程序计算分析了690合金与抗震条间平-平面接触副微动疲劳裂纹萌生寿命,重点研究了侧压对微动疲劳寿命的影响。结果表明,侧... 详细信息

微动是蒸汽发生器传热管失效的一个主要原因,揭示传热管用690合金的微动疲劳十分重要。本文通过有限元模型和自编程序计算分析了690合金与抗震条间平-平面接触副微动疲劳裂纹萌生寿命,重点研究了侧压对微动疲劳寿命的影响。结果表明,侧压下的裂纹萌生寿命远低于其标准疲劳寿命,降低程度与微动接触状态和微动磨损均有关。在此基础上提出了一个考虑侧压影响的微动疲劳寿命估算公式。该经验公式具有较简单的解析表达式,且对疲劳寿命的计算较为保守,可方便地用于工程设计和寿命预估。

关键词： 690合金蒸汽发生器传热管微动疲劳寿命平-平面接触副

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带喷淋装置的分离型热管冷却乏燃料池的传热性能研究

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制冷技术 2019年第6期39卷 55-61页

作者：黄欣培匡以武王芳袁钢叶成王文上海交通大学制冷与低温工程研究所上海200240 上海核工程研究设计院上海200233

为保证乏燃料水池的长期非能动冷却,本文提出了一种带有喷淋装置的分离型热管冷却乏燃料池布置方案,建立了分离型热管系统的一维数学模型并对换热特性进行了数值模拟,分析了外界环境温度的变化及启用喷淋装置对其换热特性的影响。结果表... 详细信息

为保证乏燃料水池的长期非能动冷却,本文提出了一种带有喷淋装置的分离型热管冷却乏燃料池布置方案,建立了分离型热管系统的一维数学模型并对换热特性进行了数值模拟,分析了外界环境温度的变化及启用喷淋装置对其换热特性的影响。结果表明:该系统可以进行长期非能动冷却乏燃料池,也可以在部分情况下通过喷淋系统运行,明显提高其冷却能力。水池平均温度为90℃,空气温度为25℃时,关闭和启用喷淋装置的系统换热量分别为6.128MW和7.558MW,通过喷淋装置,冷却系统的换热能力提高了约23.3%。

关键词：乏燃料池分离型热管喷淋装置数值模拟

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一种由低合金高强钢制成的核电设备的焊接修复方法

一种由低合金高强钢制成的核电设备的焊接修复方法

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作者：吕晓春陈佩寅郭利峰秦建杜兵胡忠全董瑞林张俊宝 150028 黑龙江省哈尔滨市松北区创新路2077号

本发明公开了一种由低合金高强钢制成的核电设备的焊接修复方法，所述焊接修复方法包括采用第二层焊道形成的焊接热循环使第一层焊道形成的母材热影响区的粗晶区实现回火过程。本发明通过控制焊接线能量，得到的焊接接头的热影响区的粗... 详细信息

标准号: CN106695144B

本发明公开了一种由低合金高强钢制成的核电设备的焊接修复方法，所述焊接修复方法包括采用第二层焊道形成的焊接热循环使第一层焊道形成的母材热影响区的粗晶区实现回火过程。本发明通过控制焊接线能量，得到的焊接接头的热影响区的粗晶区冲击吸收功和常规制造工艺相当，完全可以满足制造质量的需求，且无需进行焊后热处理。

关键词：焊接修复热影响区粗晶焊道常规制造工艺低合金高强钢焊后热处理焊接热循环焊接线能量冲击吸收焊接接头核电设备第一层回火母材制造

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翅片管束大空间自然对流三维数值模拟

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制冷技术 2019年第3期39卷 57-61页

作者：马腾飞王文叶成左巧林上海交通大学制冷与低温研究所上海200240 上海核工程研究设计院上海200233

本文对大尺寸热管冷凝段管束的大空间自然对流散热进行了数值模拟,采用多孔介质简化模型,附加热源分别采用体积热源和面热源两种方式。首先采用较小的管束模型对简化方法的准确性进行验证,结果显示模型简化前后计算得到的掠管风速相差约... 详细信息

本文对大尺寸热管冷凝段管束的大空间自然对流散热进行了数值模拟,采用多孔介质简化模型,附加热源分别采用体积热源和面热源两种方式。首先采用较小的管束模型对简化方法的准确性进行验证,结果显示模型简化前后计算得到的掠管风速相差约10%,准确度较高。在此基础上对大尺寸大数量的翅片管束自然对流进行仿真计算,结果表明,两种热源设置方式得到的管束区域空气平均流速基本相等。简化后可以在计算能力允许的范围内对管束区域的空气流动宏观参数进行模拟计算,为热管管束换热系统的设计提供数据参考。

关键词：翅片管束自然对流 CFD 多孔介质

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压水堆承压部件设备设计制造第5部分：堆内构件

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压水堆承压部件设备设计制造第1部分：反应堆压力容器

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压水堆承压部件设备设计制造第4部分：控制棒驱动机构

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核电厂用紧固件　第2部分：碳钢和合金钢螺母

核电厂用紧固件　第2部分：碳钢和合金钢螺母

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标准类型：国家标准

本文件规定了压水堆核电厂用1、2、3级碳钢和合金钢螺母（以下简称1、2、3级螺母）的技术要求、在室温（10 ℃~35 ℃）下的试验方法和标志与包装。注1：产品尺寸按相应产品标准或图纸规定。本文件适用于1、2、3级碳钢和合金钢螺母：a）...

标准号: GB/T 41157.2-2022

本文件规定了压水堆核电厂用1、2、3级碳钢和合金钢螺母（以下简称1、2、3级螺母）的技术要求、在室温（10 ℃~35 ℃）下的试验方法和标志与包装。注1：产品尺寸按相应产品标准或图纸规定。本文件适用于1、2、3级碳钢和合金钢螺母：a）由碳钢或合金钢制造的；b）符合GB/T 192和GB/T 196规定的普通螺纹；c）粗牙螺纹M5~M64，细牙螺纹M8×1~M64×4；d）符合GB/T 193规定的直径与螺距组合；e）符合GB/T 197、GB/T 9145规定的公差。

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压水堆承压部件焊接第2部分：焊接材料验收

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