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阐述了压水堆核电站运行时压水堆本体内部构件处的环境,定性地分析了构件发生振动的原因和危害性,然后从构件的机械设计,机械制造,材料选择,热工,水力设计,计算机控制等方面概略地介绍了防止其振动的可靠性措施。 相似文献
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以中国改进型三环路压水堆(CPR1000)堆内构件的螺栓联接拧紧力矩作为问题研究的出发点,探讨堆内构件的螺栓联接件翻版设计中,以国标米制替代统一英制的具体步骤和方法,列出了在转化设计中必须考虑的影响螺栓联接拧紧力矩大小的螺栓结构要素,以确保CPR1000堆内构件螺栓联接结构的可靠性,避免在反应堆运行过程中因螺栓联接结构的松动或紧固件脱落而威胁到反应堆的安全运行. 相似文献
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核反应堆堆内构件、零部件及焊缝、焊点较多,存在焊接接头型式、母材及其厚度、焊接工艺方法、焊接位置和方向等的不同,导致焊接工艺评定的复杂性。文章介绍了焊接工艺评定的一般变素、堆内构件焊缝分布及堆内构件的焊接工艺评定。并针对RCC-M规范、ASME规范及国内相关标准对焊接工艺评定要求的差异,结合堆内构件焊接工艺评定过程中尺寸稳定化处理、焊接接头的横向拉伸试样、手工焊与自动焊的定义、破坏性试验的复验要求等方面的争议,提出了个人的理解和认识。 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报(英文版)》2019,(0)
<正>1 Summary According to the three-step strategy of fast reactor,after the construction of China Experimental Fast Reactor (CEFR),the research and development of the Demonstration Fast Reactor power station CFR600 with an industrial scale 600 MW would be carried out to demonstrate the industrial scale nuclear power plant. 相似文献
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对采用"水力缓冲+机械缓冲"技术的反应堆堆内构件二次支承结构缓冲性能进行分析,研究假想堆芯跌落事故(吊篮断裂)下反应堆堆内构件二次支承结构对吊篮组件的水力缓冲作用机理。基于Fluent动网格技术对吊篮组件跌落过程进行数值模拟,分析不同竖直间隙、冷却剂温度及初始流速下吊篮组件跌落过程的运动规律;基于LS-DYNA非线性动力分析程序分析跌落末端的冲击过程,研究二次支承结构水力缓冲作用效果。分析显示,堆芯跌落事故下,水力缓冲可以吸收缓解大部分跌落冲击能量,与传统缓冲结构相比,缓冲效果更佳,确保了反应堆压力容器(RPV)的结构完整性和堆芯稳定性。 相似文献
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针对反应堆堆内构件压紧弹簧疲劳失效模式,在考虑应力松弛和辐照影响的条件下基于仿真方法开展可靠性评估。首先结合疲劳模型和平均应力松弛Landgraf模型,考虑辐照对疲劳参数的影响,构建了压紧弹簧疲劳寿命模型。在压紧弹簧疲劳寿命模型基础上,根据广义应力-强度干涉模型定义压紧弹簧可靠度并开展灵敏度分析。以非能动压水堆AP1000压紧弹簧为例进行案例分析,在95%置信度水平下,分别计算了可靠度为95%和50%时对应的疲劳寿命。结果表明,若不考虑应力松弛,压紧弹簧总疲劳寿命下降88.3%;从经济性角度考虑寿命预测结果较为保守。通过灵敏度分析发现对可靠度影响较大的设计变量是弹性模量和疲劳强度系数,在一定可靠度下可以通过调整设计变量对压紧弹簧的疲劳可靠性评估进行优化。 相似文献
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分析了堆内构件制造工艺中的重点和难点,就如何进行堆内构件制造的质量控制与监督进行了探讨.特别对堆内构件中重要部件的制造过程和堆内构件装配过程中质最控制的重点、难点进行了详细的阐述,给出了堆内构件制造驻厂监造中的主要关注点,同时也给出制造过程质量监督中其他还需要注意的要点,如文件控制、人员控制. 相似文献