检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2008年第S2期42卷 641-644页

作者：郑斌孙英学臧峰刚卢岳川杨宇郑连纲邹鸣中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

某核电厂大修时发现反应堆压力容器均在出口接管嘴不锈钢堆焊层出现局部表面损伤痕迹,损伤最深处约为1.27 mm。本文采用ANSYS程序,依据相应规范,对反应堆压力容器出口接管嘴缺陷进行快速断裂力学分析和疲劳裂纹扩展分析。分析内容包含... 详细信息

某核电厂大修时发现反应堆压力容器均在出口接管嘴不锈钢堆焊层出现局部表面损伤痕迹,损伤最深处约为1.27 mm。本文采用ANSYS程序,依据相应规范,对反应堆压力容器出口接管嘴缺陷进行快速断裂力学分析和疲劳裂纹扩展分析。分析内容包含缺陷的包络和假设、应力计算、应力强度因子计算、疲劳裂纹扩展尺寸计算和Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ工况及水压试验工况下的断裂力学分析评估。分析结果满足规范要求。

关键词：缺陷反应堆压力容器断裂力学

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反应堆压力容器及蒸汽发生器不符合项分析技术

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 645-647页

作者：郑连纲杨宇臧峰刚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

在反应堆压力容器及蒸汽发生器等设备的加工生产过程中,经常会因各种原因使产品出现与设计不符之处,即产生不符合项。经分析验证后可知,其中大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的。本工作总结核电站反应堆压力容器及蒸汽发生... 详细信息

在反应堆压力容器及蒸汽发生器等设备的加工生产过程中,经常会因各种原因使产品出现与设计不符之处,即产生不符合项。经分析验证后可知,其中大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的。本工作总结核电站反应堆压力容器及蒸汽发生器易发生的部分不符合项的类型及处理方式,同时针对各类不符合项给出相应的力学分析方法。

关键词：反应堆压力容器蒸汽发生器不符合项

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反应堆冷却剂系统辅助管道缺陷焊缝疲劳分析与评价

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 618-621页

作者：臧峰刚王伟刘文进张毅雄曾忠秀杨凯邹鸣中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

根据某核电厂反应堆冷却剂系统辅助管道核1级焊缝的在役检查结果和施工设计阶段应力分析结果,确定了疲劳分析与评价的典型缺陷焊缝。依据WRC502的实验结果和RCC-M规范,提出了用于疲劳分析的含热(微)裂纹效应的疲劳曲线。在此基础上,对... 详细信息

根据某核电厂反应堆冷却剂系统辅助管道核1级焊缝的在役检查结果和施工设计阶段应力分析结果,确定了疲劳分析与评价的典型缺陷焊缝。依据WRC502的实验结果和RCC-M规范,提出了用于疲劳分析的含热(微)裂纹效应的疲劳曲线。在此基础上,对机组运行5 a的瞬变统计次数与设计瞬态次数进行了对比研究,采用优化疲劳分析方法对典型缺陷焊缝进行了疲劳分析与评价。评价结果表明:辅助管道核1级焊缝在核电厂运行10 a内不会发生疲劳失效。

关键词：热(微)裂纹管道焊缝疲劳

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反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 652-655页

作者：杜娟孙英学卢岳川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

本文以百万千瓦级核电站(CNP1000)反应堆压力容器为例,分析研究了设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60 a设计寿命反应堆压力容器的影响。针对不同的分析内容,选择反应堆压力容器具有代表性的部位,论证了60 a寿期末反应堆压力容器结... 详细信息

本文以百万千瓦级核电站(CNP1000)反应堆压力容器为例,分析研究了设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60 a设计寿命反应堆压力容器的影响。针对不同的分析内容,选择反应堆压力容器具有代表性的部位,论证了60 a寿期末反应堆压力容器结构的完整性。

关键词：反应堆压力容器 60a设计寿命力学性能

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大亚湾核电站换料水箱底板渗漏分析与评估

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 648-651页

作者：卢岳川吴万军臧峰刚孙英学刘文进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

2006年9月发现大亚湾核电站2号机组换料水箱底板底部有微量水渗出。本工作通过地震分析、应力计算、断裂力学分析,对发现渗漏的大亚湾核电站2号机组换料水箱进行分析与评估。

关键词：泄漏分析评估

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核动力装置的设计过程能力研究

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核动力工程 2008年第S1期29卷 18-21页

作者：许川王艳霞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

通过对设计过程能力的基本概念的理解,分析了设计过程能力的影响因素和各影响因素的组成内容,并尝试建立了设计过程能力的动态管理系统和设计过程能力的评价模型,从而分析影响核动力装置设计质量的主要原因和对策,明确了下一步工作的重点。

关键词：核动力装置设计过程能力评价

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支承间隙对辅助管道地震分析的影响

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 597-601页

作者：吴万军刘文进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

在对核电站辅助管道进行地震应力分析时,通常忽略管道与支承间的间隙,但对于非固定约束的支承,管道与支承间的间隙是客观存在的。通过对大亚湾核电站PTR335-3/4″管道在地震载荷下,考虑支承间隙和不考虑支承间隙时的计算结果进行对比分... 详细信息

在对核电站辅助管道进行地震应力分析时,通常忽略管道与支承间的间隙,但对于非固定约束的支承,管道与支承间的间隙是客观存在的。通过对大亚湾核电站PTR335-3/4″管道在地震载荷下,考虑支承间隙和不考虑支承间隙时的计算结果进行对比分析,研究了支承间隙对辅助管道地震应力的影响。结果表明,在地震载荷下,支承间隙对管道的应力分布、极大值的位置及大小均有较大影响,因此,在对辅助管道进行地震应力分析时,应充分考虑支承间隙存在的影响。

关键词：辅助管道地震分析支承间隙

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管道布置对核电站主系统抗震性能的影响

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 397-400页

作者：艾红雷刘文进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

核电站反应堆冷却剂系统地震分析是核电设计中一项十分重要的工作。主管道布置对系统的抗震性能有一定影响,本工作利用数值计算方法对该问题进行初步研究分析,得到了对实际工程有参考意义的结论。

关键词：地震分析管道数值计算

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反应堆压力容器出口接管力学分析

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 505-508页

作者：杨雯郑连纲杨宇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

在核电站的运行过程中,反应堆压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷。作为保证反应堆安全正常运行的重要部件,必须确保反应堆压力容器出口接管的完整性。本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应... 详细信息

在核电站的运行过程中,反应堆压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷。作为保证反应堆安全正常运行的重要部件,必须确保反应堆压力容器出口接管的完整性。本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应力强度和疲劳分析,得到出口接管的应力分布状况、最大应力及疲劳使用系数,并按照相关规范的应力限值对出口接管的计算结果进行评定。评定结果表明,出口接管满足规范的要求。

关键词：有限元压力容器应力分析疲劳分析

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反应堆冷却剂系统非线性地震分析方法研究

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 407-410页

作者：张毅雄姜乃斌艾红雷王伟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

通过理论研究并结合反应堆冷却剂系统中的非线性因素,提出了采用虚拟激励和模态叠加相结合的非线性地震分析方法进行反应堆冷却剂系统地震分析,该方法能够避免阻尼比选取存在的问题,同时又考虑了非线性因素。

关键词：反应堆冷却剂系统非线性地震分析

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