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核级管道的应力分析是为了保证管道自身和与其相连的设备、支架的安全.分析内容包括3个方面:计算管道应力,并使之满足RCC-M规范规定的限值要求;计算管道对与其相连的机器、设备的作用力,并使之满足标准规范的要求,保证机器、设备的安全;计算管道对支吊架的作用力,为支吊架的设计提供依据.管道应力分析工作的步骤是:首先,对管道所在系统的功能和工况参数、管线的布置情况进行详细的了解,划分分析范围;其次,根据管道ISO图用软件建立分析管线部分的几何模型,并定义材料属性;然后,按照规范规定的载荷组合形式加载;最后,计算、评定并输出支反力,核级管道的应力分析不仅可保证管道、支架、设备的安全,而且可优化设计,在核电厂建造和运行中起到重要作用. 相似文献
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核一级承压设备疲劳分析方法 总被引:1,自引:0,他引:1
基于Miner线性累积损伤理论和雨流计数法,得到单载荷历程作用下疲劳分析的方法,并根据核一级承压设备的特点和核承压设备分析规范的要求,给出了一种适用于核一级承压设备疲劳分析的方法;结合设备实际运行情况,提出了瞬态分组组合的优化疲劳分析的方法,并给出一个案例.结果表明,瞬态分组组合使疲劳分析与设备实际运行情况更加接近,计算结果更加精确. 相似文献
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管道热疲劳是管道受交变热应力长期影响而产生管道裂纹或破裂的现象,虽然热疲劳原因引起的管道破裂事件在核电厂发生的概率很小,但管道破裂有可能引起一回路破口等事故,因此需要引起重视.本文对管道热疲劳产生的机理进行分类并进行分析,根据管道热疲劳产生机理的特征,提出核电厂设计、在役运行阶段应采取管道热疲劳预防与检测的措施. 相似文献
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钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1)回路管道最高运行温度达650℃,高温服役下的管道蠕变-疲劳损伤分析及评定至关重要。目前仅ASME-BPVC-III-5-HBB规范中有适用于高温核一级管道的蠕变-疲劳损伤暂行评定方法,但该方法对于复杂管道系统使用起来过于繁琐。本文旨在使用管道分析软件PepS软件实现高温核一级复杂管系的分析与结构完整性评估。首先结合管道结构在多种载荷组合作用下的截面应力状态解析解,进行管道截面应力分析及应力线性化,并将结果与有限元数值解进行对比分析,两者的误差结果基本一致。随后,利用PepS软件对TMSR-LF1回路管道进行了力学分析和结构完整性评估,结其蠕变疲劳损伤结果位于包络线以内,满足蠕变疲劳极限的要求。该研究将管道分析软件与ASME评定规范进行了有效衔接,明确了评定方法,实现了高温核一级复杂管系的蠕变疲劳评估。 相似文献
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分析法设计规则在核一级管道设计中的应用 总被引:1,自引:0,他引:1
首先探讨了分析法设计的基本思想,然后规范中有关规则,重点介绍了核一级管道分析法设计的基本内容与要求,并对设计规则应用中的一些问题进行了讨论。最后强调,在我国核管道设计现有基础上,就进一步加速全面推行分析法设计这一先进技术,将我国核管道的设计水平提高到一个新的水平。 相似文献
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针对新型空间热管反应堆,采用商用CFD软件FLUENT对其堆芯进行了稳态热工安全分析。根据MCNP物理计算的堆芯功率分布,选取功率份额最高的相邻3个燃料元件作为分析对象,对控制转鼓7种不同转动角度下的正常工况以及单根热管失效的事故工况进行计算分析,得到最热通道各层材料的温度分布。采用二维热管分析程序计算得到蒸汽区的温度分布,并作为三维计算模型的温度边界。堆芯功率分布采用用户自定义程序UDF进行添加。计算结果表明,在额定功率4.0 MW水平下,在正常工况以及单根热管失效事故工况下,热管具有足够的传热能力将堆芯裂变热导出,同时,堆芯最热通道各层材料温度均低于安全限值,且具有较大的安全裕度,满足设计要求。 相似文献
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核反应堆电源具有寿命长、可全天候工作等特点,可作为星球表面及其他深空探测任务的电源。针对星球表面用核反应堆电源在发射过程中重返地面的临界安全问题,提出了星球表面用核反应堆的临界安全分析要求、分析假设与模型,并对反应堆临界安全特性及采取的临界安全措施进行了计算分析。计算结果表明,不同假设掉落环境下的星球表面用核反应堆的有效增殖因数均小于0.98,满足临界安全要求。反应堆通过采用Mo-14%Re合金结构材料、设置相对较厚的堆芯反射层以及在反射层包壳和堆芯外围涂覆Gd2O3涂层等措施有利于确保反应堆在事故时处于次临界状态。 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(7):514-522
An analysis is made of the nuclear safety of a Molten Salt Breeder Reactor (MSBR) using one point kinetics model, with particular attention to the fact that the MSBR, operating on 233U-Th with circulating fuel, has a very small effective delayed neutron fraction, which is conducive to a very high power increase being induced by reactivity addition, particularly when applied sharply. The analysis proves that the transient phenomena of MSBR initiated by an abnormal reactivity addition do not exceed the bounds of structural safety, in virtue of the very favorable nuclear and thermal characteristics of the MSBR. 相似文献
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热管冷却反应堆是空间核反应堆电源系统的重要候选堆型,具有良好的发展前景。热管冷却空间堆堆芯使用的材料与传统压水堆相比有很大不同,以HP-SMTCs堆芯为例,广泛使用了含有Re、Mo、Li、Be等元素的材料。为研究相应的评价核截面数据对热管冷却空间堆核设计产生的影响,以HP-SMTCs空间堆核设计为平台,选用不同来源、不同版本的评价核数据,对堆芯在不同构型下的临界安全进行了计算,对Re、Mo等耐高温材料的中子截面数据对空间堆核设计结果的影响进行了评价,比较了使用ENDF/B、JEFF、CENDL等常用评价库的核数据时的计算结果,对主要核素的截面数据进行了敏感性系数计算,并分析指出了未来空间堆发展对相关评价核数据的需求。 相似文献
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针对目前航天技术发展对动力提出的要求,参考国外提出的空间核动力系统设计,提出了新型兆瓦级空间热管反应堆核动力系统概念设计。堆芯为金属锂热管冷却、石墨慢化热中子反应堆,采用转鼓控制反应性,堆芯热量通过热管导出。与国外热管反应堆设计方案中燃料棒与热管相间布置方案不同,本文采用了热管-燃料复合元件,即燃料包裹于热管外壁面。能量转换采用以氦氙混合气体为工质的布雷顿动态热电转换。系统废热通过钠钾合金冷却回路传递到钾热管辐射板,通过辐射换热释放入太空。对热管反应堆堆芯物理及热工进行了初步分析,并对热管辐射板进行了性能分析,结果表明,所设计热管反应堆堆芯在设计功率下满足相应安全性要求,同时热管辐射板具有足够的能力将系统废热导出。 相似文献