检索结果-内蒙古大学图书馆

科技创新导报 2014年第19期11卷 25-28页

作者：谷明非青涛雍泾彭航冯琳娜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四川成都610041

分体式新燃料组件干式贮存架主要用于反应堆换料用新燃料组件入堆前的吊挂贮存,安装在新燃料贮存间内,采用U型钢结构,三面靠墙的布局方案,提高了贮存架结构强度和抗震性。其基体材料为碳钢,表面涂层材料为奥氏体不锈钢,不污染新燃料组件... 详细信息

分体式新燃料组件干式贮存架主要用于反应堆换料用新燃料组件入堆前的吊挂贮存,安装在新燃料贮存间内,采用U型钢结构,三面靠墙的布局方案,提高了贮存架结构强度和抗震性。其基体材料为碳钢,表面涂层材料为奥氏体不锈钢,不污染新燃料组件,可长时间免维护,兼顾了强度、制造工艺和耐腐蚀性能的要求。由于采用分体模块化结构,便于分散制造,集中组装,在不破坏整体结构的情况下,通过增加新的贮存模块,提高贮存燃料组件数量,具有占地面积小、安全可靠、操作方便、制造成本低,便于生产制造、安装、调试等特点。

关键词：反应堆换料新燃料组件贮存架

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反应堆压力容器内壁环形锻件焊接残余应力三维有限元数值模拟

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压力容器 2014年第9期31卷 28-35页

作者：付强罗英谢国福杨敏中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室四川成都610041

某新型反应堆压力容器内壁设计了环形锻件与筒体内壁焊接的环形焊接结构。该种结构形式的焊缝首次在反应堆压力容器中出现，无成熟经验可以借鉴。为了了解该种复杂结构形式及大厚度焊缝的焊接残余应力幅值及分布规律，基于ANSYS有限元... 详细信息

某新型反应堆压力容器内壁设计了环形锻件与筒体内壁焊接的环形焊接结构。该种结构形式的焊缝首次在反应堆压力容器中出现，无成熟经验可以借鉴。为了了解该种复杂结构形式及大厚度焊缝的焊接残余应力幅值及分布规律，基于ANSYS有限元分析软件，建立了反应堆压力容器内壁环形锻件多层多道焊接三维有限元模型。在此基础上，以带状移动温度热源作为焊接热源模型计算出多层多道焊接的瞬态温度场结果，采用热-力间接耦合法，得到了焊接应力场计算结果。模拟结果表明，焊缝区域环向应力从上表面到下表面分布趋势为拉应力-压应力-拉应力，呈现自平衡的分布形式。根部焊道区域的环向应力为拉应力。焊缝上轴向应力最大为300 MPa左右；焊缝上下表面径向应力较大，达到400～500 MPa左右；峰值等效应力出现在焊缝根部区域，幅值最大约700 MPa。

关键词：反应堆压力容器焊接残余应力三维有限元数值模拟

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反应堆压力容器顶盖密封槽清洗装置的研制

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科技视界 2014年第12期 61-62页

作者：穆伟王炳炎杨其辉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四川成都610000

反应堆压力容器顶盖密封槽清洗装置的功能是用于反应堆压力容器顶盖密封槽"O"环压道表面污物、附着物的去污清洗。顶盖密封槽关系到核反应堆的密封性进而影响到核反应堆的安全性,通过清洗顶盖密封槽以确保核反应堆压力容器获... 详细信息

反应堆压力容器顶盖密封槽清洗装置的功能是用于反应堆压力容器顶盖密封槽"O"环压道表面污物、附着物的去污清洗。顶盖密封槽关系到核反应堆的密封性进而影响到核反应堆的安全性,通过清洗顶盖密封槽以确保核反应堆压力容器获得良好的密封和安全可靠的运行。此外,本清洗装置的远程操作功能大大降低现场施工人员在清洗顶盖密封槽时受到较大辐射剂量的侵害,实现反应堆维修人员辐射防护的目标。

关键词：反应堆顶盖密封槽清洗装置

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P1000蒸汽发生器开顶法吊装方式与M310堆型吊装方式的分析

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科技视界 2014年第22期 265-266页

作者：黄新东任荷洪龙瓮松峰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四川成都610041

针对蒸汽发生器的吊装,本文详细介绍了M310堆型吊装方式与AP1000开顶法吊装方式的工艺与专用吊具。从主设备安装的角度分析了两种吊装方式的优缺点,M310堆型吊装方式安全性高、工艺成熟,开顶法吊装方式工艺简化、工具简单。

关键词： M310 开顶法吊装方式安全性高工艺简化

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控制棒驱动杆应急脱扣装置的研制

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科技视界 2014年第18期 247-248页

作者：穆伟杨其辉瓮松峰罗英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四川成都610041

控制棒驱动杆应急脱扣装置是专用的气动机械装置,其功能是在意外工况下方便、快捷地实现控制棒驱动杆与控制棒组件的脱离,通过操作小气缸下行,抓取机构扣紧驱动杆的大缺口,操作三位气缸第二级下行压下压杯,撑开驱动杆卡环;操作三位气缸... 详细信息

控制棒驱动杆应急脱扣装置是专用的气动机械装置,其功能是在意外工况下方便、快捷地实现控制棒驱动杆与控制棒组件的脱离,通过操作小气缸下行,抓取机构扣紧驱动杆的大缺口,操作三位气缸第二级下行压下压杯,撑开驱动杆卡环;操作三位气缸第二级和第一级上行,将拆卸杆由驱动杆中提升设定高度,此时驱动杆的下部的膨胀头开始收缩,控制棒靠自重与驱动杆脱开。通过本装置的研制,可解决控制棒驱动杆组件出现未脱开对换料大修等后续工作影响的问题,可解决核电站换料大修期间可能存在的防护安全问题。此外,气动控制对环境要求低,可远程操作,避免了操作人员清施工时受到较大辐射剂量的侵害。

关键词：核电站控制棒驱动杆应急脱扣装置

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核用小型主螺栓拉伸器液压驱动装置设计及优化

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科技视界 2014年第13期 309-311页

作者：王炳炎段春辉穆伟粟敏邓静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四川成都610041

液压驱动装置是主螺栓拉伸器的核心部件,在核反应堆压力容器密封中起到重要作用。本文针对核用小型主螺栓拉伸器的液压驱动装置进行了原理分析和结构设计,采用四级串联设计的液压缸为驱动件,经过初步计算确定了其主要结构参数。使用有... 详细信息

液压驱动装置是主螺栓拉伸器的核心部件,在核反应堆压力容器密封中起到重要作用。本文针对核用小型主螺栓拉伸器的液压驱动装置进行了原理分析和结构设计,采用四级串联设计的液压缸为驱动件,经过初步计算确定了其主要结构参数。使用有限元分析软件对其进行了分析,根据结果对设计进行了优化处理,并给出了优化参数。为其进一步的工艺优化和综合性能提升提供了良好的设计基础。

关键词：主螺栓拉伸器多级液压缸优化

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定位格架防勾挂结构设计研究

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科技创新导报 2014年第18期11卷 31-32页

作者：雷涛彭园陈杰谷明非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四川成都610041

定位格架是燃料组件中的重要部件之一,其结构设计除考虑热工水力性能及结构力学性能外,还应保证有利于燃料组件的正常装卸料操作。堆芯中相邻燃料组件之间横向间隙较小,为保证燃料组件的装卸料操作顺利,通常在格架外围设计导向结构以避... 详细信息

定位格架是燃料组件中的重要部件之一,其结构设计除考虑热工水力性能及结构力学性能外,还应保证有利于燃料组件的正常装卸料操作。堆芯中相邻燃料组件之间横向间隙较小,为保证燃料组件的装卸料操作顺利,通常在格架外围设计导向结构以避免发生勾挂损伤。本文主要针对商用电站燃料组件装卸料过程中定位格架发生勾挂损伤的现象,从定位格架结构上分析其发生勾挂的原因,并采用三维建模软件(UG)模拟格架相对运动的配合状态,指导格架导向结构的设计。研究表明,现有AFA3G格架导向结构具有一定的导向作用,但在极限配合状态下仍存在因咬合而出现的勾挂问题。本文提出限制外围燃料棒位移、外条带上部设置连续导向翼结构的设计思路,通过三维模拟以及试验验证,表明该设计能够有效降低格架的勾挂风险。

关键词：定位格架勾挂导向翼

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反应堆压力容器螺栓法兰连接设计与改进

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压力容器 2014年第3期31卷 70-76页

作者：周高斌罗英邱天张亚斌王小彬曾鹏谢国福中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室四川成都610041

反应堆压力容器(RPV)螺栓法兰连接设计应避免螺栓卡涩并减少螺纹损伤,在RPV主螺栓安装及运行过程中一旦发生主螺栓或螺孔螺纹损伤事故,势必会影响核电站安装或换料的正常进行,增加维修成本,进而影响整个核电站的经济效益。以M310堆型RP... 详细信息

反应堆压力容器(RPV)螺栓法兰连接设计应避免螺栓卡涩并减少螺纹损伤,在RPV主螺栓安装及运行过程中一旦发生主螺栓或螺孔螺纹损伤事故,势必会影响核电站安装或换料的正常进行,增加维修成本,进而影响整个核电站的经济效益。以M310堆型RPV为例,对主螺栓与法兰螺孔的设计进行分析和讨论,并结合核电厂安装及运行中出现的典型螺纹损伤案例,对螺纹损伤原因进行分析,最后对螺栓法兰设计提出改进建议,以减少RPV主螺栓和螺孔螺纹损伤事故,降低螺纹损伤的风险。

关键词：反应堆压力容器主螺栓螺孔螺纹损伤改进

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核电厂稳压器波动管热震荡应力评估研究

核电厂稳压器波动管热震荡应力评估研究

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四川省力学学会2014年学术交流年会

作者：艾红雷卢喜丰何风王新军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610041

典型的管道分析会对所有预期的热载荷进行评估,研究表明核电厂稳压器波动管会经受非预期的并伴随热分层现象产生的热震荡载荷.利用理论分析方法推导出便于求解的半解析公式,并对其进行了工程实例验证,从而验证推导的半解析公式的正确性... 详细信息

典型的管道分析会对所有预期的热载荷进行评估,研究表明核电厂稳压器波动管会经受非预期的并伴随热分层现象产生的热震荡载荷.利用理论分析方法推导出便于求解的半解析公式,并对其进行了工程实例验证,从而验证推导的半解析公式的正确性.同时采用半解析公式评估了核电厂典型的稳压器波动管在热分层温差不同时热震荡载荷导致管道内壁产生的局部峰值应力,并根据ASME规范评估了稳压器波动管热震荡应力对管道疲劳的影响.研究结果表明,核电厂在升温或停堆期间热震荡载荷对波动管的疲劳使用系数影响较小;在核电厂长时间的正常运行期间,当稳压器波动管横截面垂直方向的温差达到临界值时,热震荡载荷对波动管的疲劳使用系数影响非常显著.

关键词：压水堆核电站稳压器波动管热震荡载荷应力分析

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反应堆压力容器密封环弹塑性分析

反应堆压力容器密封环弹塑性分析

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四川省力学学会2014年学术交流年会

作者：邵雪娇郑连纲张丽屏杨宇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610041

借助ANSYS的NLISO本构模型和接触算法对Inconel718合金O形环的压扁-回弹特性进行弹塑性有限元模拟.采用三维有限元模型,进行了O形环在螺栓预紧力、温度、压力作用下热弹塑性大变形的反应堆压力容器密封分析,真实而全面地考虑了各种载荷... 详细信息

借助ANSYS的NLISO本构模型和接触算法对Inconel718合金O形环的压扁-回弹特性进行弹塑性有限元模拟.采用三维有限元模型,进行了O形环在螺栓预紧力、温度、压力作用下热弹塑性大变形的反应堆压力容器密封分析,真实而全面地考虑了各种载荷的施加.

关键词：反应堆压力容器密封环弹塑性分析有限元模拟

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