检索结果-内蒙古大学图书馆

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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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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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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一种采用主回路精确流量校准核仪表系统方法的研究

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科技视界 2014年第13期 97-98页

作者：李红霞霍雨佳余俊辉陈静朱加良吴茜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

核电厂核仪表系统功率量程中子注量率变化率是反应堆保护系统的重要参数,对该参数的计算校准,既可以保证在发生弹棒和落棒事故时正常执行停堆功能,又可以在寿期初和寿期末发生甩负荷至厂用电运行工况时避免停堆而影响核电厂的经济性。... 详细信息

核电厂核仪表系统功率量程中子注量率变化率是反应堆保护系统的重要参数,对该参数的计算校准,既可以保证在发生弹棒和落棒事故时正常执行停堆功能,又可以在寿期初和寿期末发生甩负荷至厂用电运行工况时避免停堆而影响核电厂的经济性。当前核电厂,核仪表系统功率量程中子注量率变化率引入的主回路平均温度信号和主泵转速信号进行校准。本文着重介绍一种采用精确的反应堆冷却剂系统主回路流量来校准中子注量率变化率的方法,对其进行研究与探讨,以达到提高功率量程中子注量率变化率的校准精度的目的。

关键词：中子注量率变化率主回路流量主泵转速主回路平均温度校准

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反应堆顶电缆托架及电缆桥结构力学分析

反应堆顶电缆托架及电缆桥结构力学分析

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四川省力学学会2014年学术交流年会

作者：余晓菲张毅雄沈平川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 610041成都

电缆托架及电缆桥结构位于反应堆堆顶抗震支承环上方,主要是将堆顶所有的电源电缆和测量电缆引到指定的土建接口.采用ANSYS软件的BEAM188单元建立了该复杂结构的分析模型,并基于ANSYS的瞬态分析功能(ANTYPE,TRANS)中的模态叠加法进行地... 详细信息

电缆托架及电缆桥结构位于反应堆堆顶抗震支承环上方,主要是将堆顶所有的电源电缆和测量电缆引到指定的土建接口.采用ANSYS软件的BEAM188单元建立了该复杂结构的分析模型,并基于ANSYS的瞬态分析功能(ANTYPE,TRANS)中的模态叠加法进行地震非线性时程分析,叠加结构的自重载荷,得到了结构在单元坐标系中的载荷(轴力Fx,剪力Fy、F2和扭矩Mx以及弯矩My、Mz),并直接利用这6个载荷分量计算得到的结构应力,最终开展应力校核.结果表明,反应堆压力容器堆顶结构的应力强度满足抗震要求.

关键词：反应堆电缆托架电缆桥结构力学分析

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