压力容器形状偏差对安全性能的影响

压力容器制造过程中总会存在形状偏差，设计者应能明确可接受的形状偏差是多少。本文以有限元应力计算为基础，分析了整体形状偏差所造成的筒体和封头的一次应力的变化情况及其对压力容器安全性能的影响，得出了一些具有普遍意义的结果，并以ＨＴＲ－１０反应堆压力容器为例，根据设计和制造中的具体情况，分析了可接受的形状偏差限值。     

5MW THR压力容器与安全壳

5MW THR 的压力容器与安全壳设计参照了国内有关压力容器的设计规范及 ASME 规范。文中介绍了反应堆压力容器和安全壳的总体布置方案、结构形式的确定原则、壳体的结构特点及其设计、计算、应力分析、强度评价等方面的工作概况。     

预应力混凝土压力容器三维等参元弹性应力分析

本文考虑钢衬、预应力钢筋和普通钢筋的影响,用等参有限元位移法解算预应力混凝土压力容器的弹性问题。研究了形函数满足收敛准则和实现等参变换的条件,以及构成各类单元形函数的一般通用方法。其次,考虑钢衬和钢筋的影响,分别导出了它们对三维体单元刚度矩阵贡献的公式。简单介绍了三维等参元弹性应力分析通用程序(CHFEM)的特点。最后通过实例,对理论计算值和实验结果进行了比较。     

国家标准GB150用于压力容器大型端盖法兰设计的计算误差分析

压力容器大型法兰设计,如采用国家标准GB150做强度计算,得到的应力值往往偏小.当容器的大型端盖采用封头与大法兰直接连接的结构方式时,用GB150得到的应力值的计算误差可能更大.这是由于GB150中所用的法兰计算方法所决定的.本文以清华大学5MW低温核供热试验堆工程安全壳设计为例,说明采用GB150进行大法兰设计的局限性.     

核工程贮液容器的工程抗震计算

介绍了几种针对结构－液体耦合振动问题的工程算法。它们将规范规定、理论分析与结构的有限元计算结合起来,为贮液容器的抗震计算提供了一条新的思路。     

水力驱动系统在冲击作用下的动力学响应

推导了水力驱动系统在冲击载荷下的动力学方程,并数值模拟控制棒在不同冲击载荷下的动力学响应。研究表明,控制棒水力驱动系统在不同的冲击载荷作用下的响应机理是不同的。在快速冲击作用下,控制棒来不及进行自我调节,响应幅值主要依赖于冲击位移的输入,冲击位移大则响应大。冲击响应幅值还与冲击方向有关,当冲击位移向下时,控制棒的响应位移相对比较大。在慢速冲击作用下,只要冲击加速度不大,水力驱动系统就有时间依靠自身的调节能力维持系统的稳定,系统的响应幅值很小。     

MHTR超临界蒸汽透平循环再热器设计研究

基于采用多堆一机方案可以实现模块式高温气冷堆(MHTR)与大容量超临界蒸汽透平机组的匹配,从而实现MHTR的高效率发电的考虑,进行了MHTR超临界蒸汽透平循环再热器设计的研究.根据百万千瓦级超临界机组的参数确定了主蒸汽和再热蒸汽的MHTR分堆供应方案,给出了再热器的技术参数.通过对不同传热管结构方案的比较,确定了组件式直管型式的结构设计方案,该设计具有结构紧凑、传热系数大、刚度好和制造方便等优点.经过热工水力分析计算,证明这种设计能够满足传热和水动力要求.     

低温核供热反应堆安全壳

低温核供热反应堆采用一体化布置。主热交换器、控制棒驱动机构和乏燃料与堆芯一起置于反应堆压力壳内。主冷却剂靠自然循环流经堆芯和主热交换器。压力壳的冷却剂穿管 都是小口径的。反应堆压力壳构成了主冷却剂压力边界的主体。这样,反应堆就可以采用紧贴式的小体积金属安全壳。该安全壳的设计原则和功能与压水堆的安全壳相同,但由于它的体积很小,可以带来一些有利之处,如制造周期短、造价低、容易实现密封等,并且在安全壳内出现主冷却剂压力边界破口时,不会导致反应堆失冷事故。     

清华大学 20MW实验研究堆堆内构件的动力学分析

清华大学20MW实验研究堆采用流行的紧凑堆芯设计模式，其堆内构件包括内外支撑筒、支承板、重水箱、堆芯组件部分。此项研究采用板壳、梁、杆等有限元单元的组合模型对堆内构件进行简化，建立了一个反映其结构特性的有限元整体模型；然后对其进行模态分析、响应谱分析以求得结构的模态参数和实际的厂区地震载荷下的最大响应；最近按照应力响应情况，评定了堆内构件结构设计的合理性。分析结果证明，在地震工况下，堆体结构的应力、位移响应满足安全要求。