检索结果-内蒙古大学图书馆

核科学与工程 2022年第6期42卷 1417-1424页

作者：刘畅邓晶晶王浩秦炎锋胡超杰贺寅彪上海核工程研究设计院有限公司工程设备所上海200233 山东核电有限公司山东烟台264043 华东理工大学上海200237

核电厂承压边界的健康状态直接影响机组运行的安全性和经济性。如在定期在役检查中发现了承压容器或管道的一定容许缺陷,对这些缺陷进行检测、跟踪和评估具有非常重要的意义。本文开展超声导波技术对承压边界中缺陷的定位算法研究及装... 详细信息

核电厂承压边界的健康状态直接影响机组运行的安全性和经济性。如在定期在役检查中发现了承压容器或管道的一定容许缺陷,对这些缺陷进行检测、跟踪和评估具有非常重要的意义。本文开展超声导波技术对承压边界中缺陷的定位算法研究及装置开发,进而完成了某核电厂的常规岛某管道焊缝容许缺陷检测的应用。研究表明该方法能够较为准确地对已有缺陷进行定位,现阶段作为在役检查的辅助手段,对在役承压容器的使用寿命及其继续运行的安全评估有非常重要的指导意义。

关键词：承压边界导波技术缺陷监测

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基于流体动力学分析的ADS4管系声共振解决方案的机理和试验探索

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核科学与工程 2020年第4期40卷 615-624页

作者：矫明刘畅张锴施杨姚伟达上海核工程研究设计院有限公司工程设备所上海200233 浙江大学电气工程学院浙江杭州310058

某机组热态功能试验期间ADS4(自动泄压系统第四级)管系发生剧烈振动,研究表明流体声共振与ADS4管系发生耦合共振是主要的原因,此为核电厂一回路管道“声共振”问题在核电界首次发现。本文以ADS4本身流体声共振问题为研究对象,通过理论... 详细信息

某机组热态功能试验期间ADS4(自动泄压系统第四级)管系发生剧烈振动,研究表明流体声共振与ADS4管系发生耦合共振是主要的原因,此为核电厂一回路管道“声共振”问题在核电界首次发现。本文以ADS4本身流体声共振问题为研究对象,通过理论研究、流体动力学(CFD)计算分析,揭示了管系声共振的内在本质。以此为依托,进一步开展管系三通倒角和流速对声共振载荷影响的CFD敏感性计算分析和比例模型试验,找到了有效降低振动的管系设计改进方案,工程实施后ADS4管系流体声共振问题得到解决。

关键词：声共振 CFD 比例模型试验

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核用传热管表面划伤致应力腐蚀失效问题及研究进展

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腐蚀与防护 2020年第9期41卷 1-9,15页

作者：吴斌孟凡江和广庆明洪亮张志明王俭秋中国科学院金属研究所沈阳110016 中国科学技术大学材料科学与工程学院沈阳110016 上海核工程研究设计院有限公司上海200233 上海电气核电设备有限公司上海201306

综述了金属表面划伤的理论模型、划伤区的变形特点、影响因素及其对应力腐蚀影响的研究进展,介绍了压水堆核电站传热管的服役环境和表面划伤案例、来源及工程对策,讨论了表面划伤对蒸汽发生器传热管应力腐蚀失效的影响及研究进展。总结... 详细信息

综述了金属表面划伤的理论模型、划伤区的变形特点、影响因素及其对应力腐蚀影响的研究进展,介绍了压水堆核电站传热管的服役环境和表面划伤案例、来源及工程对策,讨论了表面划伤对蒸汽发生器传热管应力腐蚀失效的影响及研究进展。总结现有研究中亟待解决的问题,提出对进一步完善表面划伤理论模型、深入认识划伤影响区损伤特点和应力腐蚀机制、传热管表面划伤安全阈值评估、表面修复工艺等研究方向的展望。

关键词：表面划伤变形核电传热管应力腐蚀

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辐照监督管支承定位结构力学分析

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机械设计与制造 2017年第8期 50-53页

作者：曹明刘刚谢永诚姚伟达上海核工程研究设计院工程设备所上海200233

为优化反应堆压力容器(RPV)辐照监督管支承定位结构(胀套)设计,使其能够完成定位功能,并便于安装和拆卸,使用有限元软件(***)对结构进行数值模拟,得到该结构在安装、拆卸和工作状态下的应力、变形分布情况,并求得胀套结构与保护套筒之... 详细信息

为优化反应堆压力容器(RPV)辐照监督管支承定位结构(胀套)设计,使其能够完成定位功能,并便于安装和拆卸,使用有限元软件(***)对结构进行数值模拟,得到该结构在安装、拆卸和工作状态下的应力、变形分布情况,并求得胀套结构与保护套筒之间的径向定位回弹力以及垂直方向插入和拔出力。分析中考虑了弹塑性材料、接触和大变形等非线性因素。通过对比,计算结果与试验结果吻合良好,证明方法可行,同时也表明胀套结构能够满足预紧功能要求。

关键词：辐照监督管(ISC) 弹塑性大变形接触

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核电厂燃料抓取机抗震分析及其设计改进

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机械设计与制造 2016年第8期 204-206页

作者：钱浩李晨任文俊谢永诚上海核工程研究设计院工程设备所上海200233

核电厂燃料抓取机为抗震II类设备,需满足抗震要求。基于ANSYS和反应谱分析法对系列形式的燃料抓取机进行了详细建模和抗震分析,并对结构的应力进行了组合和评定。抗震分析时考虑了大小车地震载荷作用下马达反向驱动力或摩擦力不足导致... 详细信息

核电厂燃料抓取机为抗震II类设备,需满足抗震要求。基于ANSYS和反应谱分析法对系列形式的燃料抓取机进行了详细建模和抗震分析,并对结构的应力进行了组合和评定。抗震分析时考虑了大小车地震载荷作用下马达反向驱动力或摩擦力不足导致的沿轨道滑动的效应。研究发现某在建核电站中进口门式燃料抓取机原设计抗震性能较弱,因此对自主设计的燃料抓取机提出了设计改进,并应用到CAP后续项目标准设计和CAP1400的工程设计中。分析表明,把起重机形式从改门式改为桥式,并采用悬挂式铰支人桥结构,可大幅提高燃料抓取机抗震能力。

关键词：燃料抓取机抗震分析滑动效应桥式起重机

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核电厂管道振动原因分析及对策

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噪声与振动控制 2015年第3期35卷 208-210页

作者：胡士光沈小要上海核工程研究设计院工程设备所上海200233

管道是核电厂主要的组成部份。核电厂管道的振动往往引起管道的振动疲劳,长期积累致使管道开裂,严重时核电厂被迫停堆检修,甚至造成灾难性事故。为了减少此类事件的发生,本文总结了诱发核电厂管道振动的主要原因,有旋转设备的振动、水... 详细信息

管道是核电厂主要的组成部份。核电厂管道的振动往往引起管道的振动疲劳,长期积累致使管道开裂,严重时核电厂被迫停堆检修,甚至造成灾难性事故。为了减少此类事件的发生,本文总结了诱发核电厂管道振动的主要原因,有旋转设备的振动、水锤、流体脉动、气蚀、气液两相流、风载荷、地震载荷和人为误差等几种,并列举了相关事件案例,提出了常见的整改方案。本文旨在为核电厂管道的设计、建造、维护与整改等工作提供必要的参考依据。

关键词：振动与波核电厂管道原因分析整改

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基于主曲线方法确定2.25Cr-1Mo钢韧脆转变区的断裂韧度

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机械工程材料 2015年第1期39卷 98-101,106页

作者：惠虎王佳欢王仙河曹昱澎杨帆华东理工大学承压系统安全科学教育部重点实验室上海200237 博斯特(上海)有限公司上海201613 上海核工程研究设计院工程设备所上海200233

针对运行了20万h的加氢反应器接管弯头材料2.25Cr-1Mo钢,测试了其低温拉伸性能、夏比V型缺口冲击功及断裂韧性;在此基础上,得到了其主曲线的参考温度,通过进一步预测得到了该钢在整个韧脆转变区的断裂韧度分布。结果表明:2.25Cr-1Mo钢... 详细信息

针对运行了20万h的加氢反应器接管弯头材料2.25Cr-1Mo钢,测试了其低温拉伸性能、夏比V型缺口冲击功及断裂韧性;在此基础上,得到了其主曲线的参考温度,通过进一步预测得到了该钢在整个韧脆转变区的断裂韧度分布。结果表明:2.25Cr-1Mo钢主曲线的参考温度为-154℃;经过20万h的运行,该钢仍具有充足的韧性;验证了主曲线方法对非核电用2.25Cr-1Mo钢的适用性。

关键词： 2.25Cr-1Mo钢主曲线韧脆转变区断裂韧性

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用RT_(T_0)取代RT_(NDT)分析国产某核压力容器压力-温度限值曲线的效益

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核技术 2014年第7期37卷 72-78页

作者：曹昱澎贺寅彪惠虎李辉轩福贞华东理工大学承压系统与安全教育部重点实验室上海200237 上海核工程研究设计院工程设备所上海200233

ASME规范和美国联邦法规规定了核反应堆压力容器(Reactor pressure vessel,RPV)在正常启、停堆过程中及水压试验时的压力和温度限值,2013年版ASME规范直接纳入了Code Case N-629,即同时接受了RTT0和RTNDT两种参考温度表征的材料断裂韧性... 详细信息

ASME规范和美国联邦法规规定了核反应堆压力容器(Reactor pressure vessel,RPV)在正常启、停堆过程中及水压试验时的压力和温度限值,2013年版ASME规范直接纳入了Code Case N-629,即同时接受了RTT0和RTNDT两种参考温度表征的材料断裂韧性KIc下包络线。本文对比分析采用KIR-RTNDT、KIc-RTNDT和KIc-RTT0三种断裂韧性取值方法所确定的压力-温度限值曲线(P-T曲线),以国产某台RPV为研究对象,计算了在40年设计寿期末和延寿期的P-T曲线。结果表明三者差别很大,基于KIc-RTT0下包络线拓宽了P-T运行窗口,甚至无需担心该容器在启停堆过程中会发生脆断,KIc-RTNDT曲线的计算结果偏保守,而由KIR-RTNDT给出的结果过于保守。研究结果为该电站的运行和延寿的可能性提供了支持。

关键词：反应堆压力容器压力-温度限值曲线主曲线法 ASTM E1921

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蒸汽发生器地震反应分析及参数敏感性研究

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核技术 2013年第4期36卷 11-16页

作者：钱浩徐定耿杨仁安梁星筠上海核工程研究设计院工程设备所上海200233

蒸汽发生器是排出反应堆堆芯产生热量的主要设备,是反应堆冷却剂系统压力边界的一部分。其为抗震I类设备,须对其进行地震反应分析。本文建立了蒸汽发生器地震反应分析模型,地震反应分析模型包含汽水分离器组件和管束组件等内件。两个蒸... 详细信息

蒸汽发生器是排出反应堆堆芯产生热量的主要设备,是反应堆冷却剂系统压力边界的一部分。其为抗震I类设备,须对其进行地震反应分析。本文建立了蒸汽发生器地震反应分析模型,地震反应分析模型包含汽水分离器组件和管束组件等内件。两个蒸汽发生器模型与一回路管道和压力容器串联,进行地震反应分析,获得地震载荷下的应力结果。同时,本文还就地震反应分析结果对各参数的敏感性做了研究,其中包括另一台蒸汽发生器、支撑、抗振条设置等的影响。研究结果表明,地震反应结果对设备支撑和抗振条设置特别敏感。本文总结了这些参数对分析和设计的指导性意见,供后续核电站蒸汽发生器设计和研发时参考和关注。

关键词：蒸汽发生器地震反应分析参数敏感性

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LWR压力容器接管考虑环境影响的疲劳计算

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核技术 2013年第4期36卷 205-211页

作者：沈睿曹明贺寅彪陶宏新陈孟上海核工程研究设计院工程设备所上海200233

在设计阶段考虑环境对疲劳的影响是第三代核电站一回路主设备设计的关键技术之一,本文介绍了ASME规范Code Case N-792对轻水堆(LWR)一级承压设备考虑环境影响疲劳时的环境影响疲劳修正系数(Fen)和应变速率ε'的计算方法。建立反应... 详细信息

在设计阶段考虑环境对疲劳的影响是第三代核电站一回路主设备设计的关键技术之一,本文介绍了ASME规范Code Case N-792对轻水堆(LWR)一级承压设备考虑环境影响疲劳时的环境影响疲劳修正系数(Fen)和应变速率ε'的计算方法。建立反应堆压力容器接管的轴对称模型,并根据Code Case N-792的要求对一回路主设备反应堆压力容器接管进行考虑环境影响的疲劳计算,计算时分别采用简化法和详细积分法。对不考虑环境影响的ASME第III卷的疲劳计算结果和Code Case N-792的疲劳计算结果进行对比和探讨。当考虑环境影响后,SCL1截面的疲劳寿命缩短为空气状态下的1/3,SCL2截面的疲劳寿命减少了3/5。

关键词：环境影响疲劳压力容器 Code Case N-792 LWR

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