300MW核电站反应堆压力容器密封性能综合研究

概述了根据调研确定的300MW核电站反应堆压力容器密封性能综合研究的总体构思,给出了密封分析程序系统的建立与试验校核的主要研究结果,叙述了密封元件的研制和测试以及热态密封试验与热分析。据此,论述了秦山电站核容器的密封性能,提出了容器类型和密封判据等分类概念,说明了两个观点,即密封变形分析应作为容器总体应力分析的基础及瞬 态密封分析中,热-接触耦合的要点在于确立螺栓温度滞后产生的螺栓载荷热增量,阐述了对密封机理的认识,最后对水压试验的热当量等作了讨论。     

核一级承压设备分析法设计软件系统研究

根据实际工程中多年积累的核级承压设备力学分析、研究和核电厂的运行经验,结合实际的有限元分析软件,对前期的力学分析和评定工作进行方法上的归纳总结和分析推广,初步实现设计分析一体化,以求在今后新的核电厂核级承压设备的设计分析,比如百万级核电站的设计中,通过该软件系统,将多年积累的大量实际工程经验体现到新的工程设计中去,以提高设计分析的效率,缩短核级压力设备设计和建设周期.     

核容器瞬态密封分析程序系统TSAP(I)

本文给出反应堆压力容器瞬态密封分析系统的第一、二阶段结果,即冷态密封分析程序和瞬态热分析程序,两部分的耦合即组成最终的瞬态密封分析系统。     

压力容器热态密封试验与分析

本文提供1m直径的压力容器模型在升、降温热瞬态工况下密封试验及分析结果。试验目的在于对自制GH169（相当Inconel718）镀厚银O形环进行热态考验，并对自编密封分析程序系统SMEC给以试验验证。热态试验对于螺栓的温度滞后作了较为细致的测量，为简化计算提供了依据。试验表明，热变形产生的法兰转动十分可观，热态螺栓载荷增量成为热态密封问题的关键。     

压水堆核容器密封分析(英文)

本文作为核容器密封性能综合研究中心课题之一,给出容器密封分析基本方程及程序系统。经多种试验校核证实程序可信。根据多个容器分析计算,提出了就密封性能而言的压力容器类型概念,这对容器设计选定合宜预紧系数、保证密封并改善主螺栓疲劳性能有重要意义。     

核容器的结构完整性力学分析与现场测试研究

为了对反应堆压力容器(RPV)确保结构完整性的综合性能作完整的力学分析,在对法规系统、载荷系统和分析软件系统进行剖析的基础上,建立完整性概念,形成逻辑完整的总体指导思想,并对三种存在不确定性的载荷作实测考虑。简述了秦山核电站1号堆RPV的设计分析与安全分析的结果,从力学上论述了其结构的完整性。现场实测取得的实证,表明软件系统所给出的限值与评定是正确而合宜的。现场实测给出了容器的重要技术     

反应堆压力容器金属O形环密封性能研究

采用MSC .Marc软件 ,对反应堆压力容器双道金属O形密封环进行弹塑性大应变接触分析 ,给出在不同压紧量下的回弹量 ,并与试验结果进行比较。     

核容器的应力分析系统

本文对国际上两种主要的核容器应力评价体系作了简介;对设计使用的三种类型核容器应力分析系统加以叙述,并给出框图:最后,根据国内的分析和试验工作成果,提出建立核容器应力分析系统的一些看法。     

秦山核电厂反应堆压力容器水压试验应变测量与分析

对秦山核电厂反应堆压力容器出厂水压试验测点布置作了说明,与一回路系统水压试验位移测量的主要结果作了分析对比,给出了实测载荷与主螺栓测试数据,讨论了表征密封性能的法兰转动,认为出厂水压试验此项结果有错.     

300MW核电站反应堆压力容器密封性能综合研究

概述了根据调研确定的300MW核电站反应堆压力容器密封性能综合研究的总体构思,给出了密封分析程序系统的建立与试验校核的主要研究结果,叙述了密封元件的研制和测试以及热态密封试验与热分析。据此,论述了秦山电站核容器的密封性能,提出了容器类型和密封判据等分类概念,说明了两个观点,即密封变形分析应作为客器总体应力分析的基础及瞬态密封分析中,热-接触耦合的要点在于确定螺栓温度滞后产生的螺栓载荷热增量,阐述了对密封机理的认识,最后对水压试验的热当量等作了讨论。