反应堆压力容器密封环国产化替代研究

C型密封环是保证反应堆压力容器顶盖与筒体密封的核心部件,其密封性能直接关系到核电厂安全稳定运行。长期以来,C型密封环制造技术被外国公司垄断,单套售价高,供货周期长。通过密封特性试验、氦气检漏试验、水压试验和冷热循环试验,验证了国产C型密封环具备商用条件。通过功能影响分析论证了国产C型密封环的等效性。核电厂严控国产C型密封环安装质量,并通过在役水压试验、运行试验验证了国产C型密封环的性能,实现了国产C型密封环商用。     

反应堆压力容器C形密封环循环松弛特性研究

反应堆压力容器C形密封环由3层结构组成,在实际服役过程中,各层结构间相互作用机理复杂,多次压缩-回弹循环后,密封结构有循环松弛现象出现,导致密封性能衰退。针对上述循环松弛现象进行了实验研究,获得了C形密封环密封性能随循环次数的衰减规律,研究了其循环松弛特性;通过理论模拟计算分析获得了循环松弛规律的总回弹量、有效回弹量、工作点线载荷等特征量;通过实验与理论模拟计算结果的对比,揭示了制造工艺对循环松弛特性的影响规律。本文研究可用于指导C形密封环的服役性能评价及制造工艺控制和优化。      

反应堆压力容器密封环有限元模拟技术研究

借助ANSYS的非线性等向强化本构模型,对反应堆压力容器O形密封形环的弹塑性进行有限元模拟。通过密封环3种模拟方式(均布压力、弹簧单元、三维实体)得到的反应堆压力容器分离量结果并进行对比,发现三维实体模拟方式能够有效地降低分析的过余保守性,提高密封分析计算结果精度。     

论压水堆核电站反应堆压力容器用钢的国产化

本文论述国外压水堆压力容器大型锻件的现状,我国300MWe 秦山核电站大型锻件的生产情况和大型锻件国产化的意见。     

核压力容器材料国产化的可行性评述

文中扼要介绍了我国首次生产的 RPV 用 A508-3钢锻件的工艺和性能。通过对生产经验、试验研究、国内外文献和国内现有及新添设备的分析给出:实现600MW 核电站压力容器国产化在实际上具备了可行性和现实性。     

C形密封环密封特性数值计算方法研究

建立较精确的C形密封环三维有限元模型,考虑弹塑性-接触耦合问题,利用ANSYS对其进行数值计算,并分析其密封特性。通过研究,获得了C形密封环的压缩-回弹特性曲线,与试验结果符合良好,验证了数值计算方法的正确性。压缩状态下应力在弹簧基体的0°、90°、180°和270°区域分布较大;回弹状态下,中间层和银层产生翘曲使得包覆层开口变大;各层结构间的相互作用对C形密封环的密封特性具有明显的影响。     

压水堆核电站反应堆压力容器锻件国产化探讨

高质量要求及大型化是反应堆压力容器锻件的两个关链问题。本文首先简介了反应堆压力容器对材料的特殊性能要求和锻件大型化的情况,然后分析了大型锻件的生产工艺路线及目前我国存在 的主要差距,最后介绍了提高大型锻件质量的措施。     

受内压作用下的C形密封环密封特性数值模拟研究

针对C形密封环受密封内压及密封沟槽挤压作用下的密封行为进行三维数值模拟研究。通过研究可知,密封内压及沟槽挤压的共同作用使各层结构产生额外的变形,当产生塑性变形后将影响C形密封环的密封性能。通过模拟不同大小的内压作用可知,C形密封环的密封性能将随内压的增大呈衰减趋势,当内压p>20 MPa时,衰减速率加快;另外,为了保证密封可靠性,C形密封环的最大密封内压应不超过100 MPa。     

压水堆核电厂压力容器C型密封环安装专用工具设计和研发

秦山第二核电厂在换料大修更换压力容器C型密封环时,主要过程目前为人工操作。本文分析了当前工艺存在的问题和隐患。设计专用工具用于C型密封环安装,实现对C型密封环安装工艺的改进。     

反应堆压力容器的密封分析技术

反应堆压力容器内的冷却剂具有压力高、温度高、放射性剂量高等主要特点,保证压力容器的密封性能对整个核反应堆系统安全运行至关重要.本文针对密封结构的密封性能分析方法与技术进行了研究,包括螺栓预紧、弹塑性接触、热与结构的耦合分析技术等,完成了反应堆压力容器的三维弹塑性密封分析技术研究,全面地考虑了结构承受的各种载荷,实现了结构接触面之间有摩擦的弹塑性接触和接触传热问题的模拟.该分析方法弥补了专用密封分析程序适用范围狭小以及分析过程的烦琐等小足,较目前通用的二维密封分析技术考虑的因素更加全面.该技术已成功应用于工程设计中的压力容器设计与分析.     

水压缸活塞环密封运动阻力研究

针对控制棒水压驱动机构单缸步进动态过程，根据水压缸活塞环密封机构的特点，分析水压缸单缸步进过程中运动阻力的来源，建立运动过程的动态理论模型。利用控制棒水压驱动机构单缸性能实验的结果，推导出水压缸单缸步进过程中运动阻力的变化过程。通过对运动阻力参数和步进过程中缸内压力以及步升速度动态参数的分析，得到了水压缸单缸步进过程中运动阻力的计算模型。由该模型计算所得步进动态位移曲线与控制棒水压驱动机构单缸步进实验位移曲线吻合得很好。本研究结果为控制棒水压驱动机构单缸步进过程的动态模拟以及控制棒水压驱动机构在步进过程中各部件的应力分析奠定了理论基础。     

水压缸活塞环密封流动阻力研究

根据控制棒水压驱动机构水压缸活塞环密封结构的特点,分析了水压缸活塞环的泄漏途径,建立了活塞环密封泄漏流阻的理论计算模型,并结合水压缸活塞环密封处的压差计算模型,推导出水压缸密封结构的流阻计算公式。利用控制棒水压驱动机构单缸性能实验的结果,拟合求得了流阻公式中的系数,并将公式计算流阻与实验结果进行了对比。结果表明:在实验工况下,二者吻合得很好。研究结果为控制棒水压驱动机构水压缸活塞环密封结构的设计和分析提供了理论基础。     

Research Overview of Sodium Pump Mechanical Seal for Fast Reactor

正1 Overall introduction The mechanical seal is located in the upper sodium pump,mechanical seal is located under the upper bearing,above the maintenance seal.The mechanical seal function mainly includes two parts.1)Maintain the sealing function of the pump chamber and the external atmosphere     

快堆钠泵机械密封可靠性评价

基于所收集的俄罗斯钠泵机械密封的寿命数据,利用基于威布尔分布的分析方法对其进行可靠性评价,得到了其可靠性信息。对国内机械密封所收集的寿命数据,利用最优置信限法对其进行可靠性评价,并将评价结果与俄罗斯钠泵机械密封的评价结果进行了对比分析。结果显示,在置信度为0.8,寿命为25 000 h时,俄罗斯钠泵机械密封的可靠度不低于0.947 3,国内的机械密封可靠度不低于0.874 4。可靠性评价结果表明,国内机械密封的可靠性与俄罗斯钠泵机械密封的可靠性有一定的差距,但差距不是很大。     

深槽型主泵机械密封液膜特性分析

采用结合三维有限元分析与基于经典摩擦理论的密封液膜流场分析相结合的方法,针对某新型核反应堆冷却剂泵（简称核主泵）机械密封的6种密封面方案进行分析研究,对比各方案的液膜厚度、接触载荷、名义磨损率、低压泄漏率等关键参数。计算结果表明,6 mm槽宽的设计方案是一组性能较为平衡的设计,其密封面的性能输出特征与某进口成熟机械密封类似且略优于进口型号;带有低压补偿的直线槽方案能够大幅延长密封面寿命,但同时带来了更高的低压泄漏率。      

反应堆冷却剂泵动压机械密封的工程开发与应用

反应堆冷却剂泵（以下简称主泵）轴密封由3级相同的动压机械密封串联组成，是主泵的心脏，其泄漏量直接决定主泵能否正常运行。本文提出了一种新型的挤压变形研磨法完成动压机械密封的制造，应用挤压变形工装和金属垫片使静环产生变形，在密封端面研磨出9个波形槽。功能实验表明，新型的机械密封在考核压力下的低压泄漏量满足主泵轴密封的设计要求；压力突变工况下的冲击考核实验表明，新型的动压机械密封摩擦副之间的液膜刚度未发生破坏，未出现密封失效。本文研发的动压机械密封在核电厂的运行状况与实验结果完全吻合，充分证明了该新型动压机械密封具有极高的工程应用可靠性。