检索结果-内蒙古大学图书馆

机械 2014年第11期41卷 36-40页

作者：段春辉王炳炎杜华王留兵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

对堆芯测量导向管弯制涉及的问题进行了分析,结合数控弯管机的弯管原理,给出了堆芯测量导向管由管形坐标到数控弯管机加工坐标的转换算法及碰撞检测算法;基于Open GL图形库对数控弯管机及堆芯测量导向管进行参数化建模,利用包围盒检测... 详细信息

对堆芯测量导向管弯制涉及的问题进行了分析,结合数控弯管机的弯管原理,给出了堆芯测量导向管由管形坐标到数控弯管机加工坐标的转换算法及碰撞检测算法;基于Open GL图形库对数控弯管机及堆芯测量导向管进行参数化建模,利用包围盒检测技术对弯管过程中堆芯测量导向管与数控弯管机床体、各种模具的碰撞情况进行仿真分析,确定堆芯测量导向管的可弯制性,将设计与弯管工艺有机的结合在一起,确保最终定型的堆芯测量导向管结构具有良好的可弯制性。

关键词：堆芯测量导向管碰撞检测可弯制性

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分体式新燃料组件干式贮存架设计研究

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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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ACP1000堆型稳压器安全阀控制设计

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科技视界 2014年第14期 270-271页

作者：刘飞洋韩勇游洲李朋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

稳压器安全阀作为核电站一回路最重要的阀门之一,在维持一回路压力边界完整下为一回路系统提供了超压保护,在ACP1000与二代加压水堆核电站中,稳压器安全阀均采用先导式安全阀,由液压和电控两种方式可以控制阀门的开启,本文通过对比提出... 详细信息

稳压器安全阀作为核电站一回路最重要的阀门之一,在维持一回路压力边界完整下为一回路系统提供了超压保护,在ACP1000与二代加压水堆核电站中,稳压器安全阀均采用先导式安全阀,由液压和电控两种方式可以控制阀门的开启,本文通过对比提出了ACP1000的控制方案设计。

关键词： ACP1000 稳压器安全阀超压保护控制

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镀铬在反应堆结构中的应用研究

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科技视界 2014年第13期 64-65页

作者：陈训刚夏欣赵伟李浩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

镀铬层具有很高的硬度、耐磨性和耐热性,化学性能稳定,在反应堆结构中具有很高应用价值。本文针对镀铬在反应堆内的应用,分析了镀铬的应用安全性,归纳总结了镀铬的应用形式,给出了镀铬在应用前应做的性能检验及检验方法。结果表明,镀铬... 详细信息

镀铬层具有很高的硬度、耐磨性和耐热性,化学性能稳定,在反应堆结构中具有很高应用价值。本文针对镀铬在反应堆内的应用,分析了镀铬的应用安全性,归纳总结了镀铬的应用形式,给出了镀铬在应用前应做的性能检验及检验方法。结果表明,镀铬在反应堆中的应用是安全的,可以在反应堆的结构中推广应用。

关键词：镀铬反应堆结构应用

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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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