稳压器人孔楔形石墨密封结构设计与验证

对适用于稳压器人孔密封的结构方案进行分析,研究密封垫材料的功能性参数,利用数值分析手段对密封结构进行初步分析。在上述基础上,开展了楔形石墨密封结构1:1热态性能考核验证试验。试验结果表明,该密封结构在经历100次冷热循环试验考核后无泄漏,拆装过程简便。热态试验验证了该型密封结构具有工程应用可行性。     

高温高压电磁阀的研究设计和改进完善

本文介绍了一种用于压水堆动力装置的间接操作式高温高压电磁阀的开发过程。这是国内对这种电磁阀的首次开发。整个开发过程可分为“研究设计”和“改进完善”两个阶段。在前一阶段,主要解决了“原理性结构设计”、“结构要素的确定”、“阀门密封设计”和“电磁铁设计计算”这几个方面的问题,完成了基本上成功的阀门设计。在后一阶段、针对前一阶段的产品在一个时期的使用中所暴露的阀门密封性能较差的问题,对此阀进行了改进,取得了满意结果。此项开发的成功,不仅满足了工程项目的使用需要,也积累了宝贵经验,这些经验对于设计其它类似的阀门也是有用的。     

高温高压电磁阀的研究设计和改进完善

本文介绍了一种用于压水堆动力装置的间接操作式高温高压电磁阀的开发过程。这是国 内对这种电磁阀的首次开发。整个开发过程可分为“研究设计”和“改进完善”两个阶段。在前一阶段,主要解决了“原理性结构设计”、“结构要素的确定”、“阀门密封设计”和“电磁铁设计计算”这几个方面的问题,完成了基本上成功的阀门设计。在后一阶段、针对前一阶段的产品在一个时期的使用中所暴露的阀门密封性能较差的问题,对此阀进行了改进,取得了满意结果。此项开发的成功,不仅满足了工程项目的使用需要,也积累了宝贵经验,这些经验对于设计其它类似的阀门也是有用的。     

热电偶柱组件用新型密封结构设计研究

针对热电偶柱组件的功能要求和反应堆结构的特点设计热电偶柱组件用新型密封结构,该密封结构采用填料式石墨环,具有自紧式密封功能,其密封面设计了锥形角,以便于石墨环的拆装。对采用锥形密封面的石墨环进行密封受力计算结果表明,采用锥形密封面增加了密封环的径向压力,提高了密封效果;应力分析结果表明其强度满足规范要求;对密封结构的冷热态密封性能试验结果表明,其密封性能良好,满足设计要求。     

129I人工嬗变实验中自膨胀密封靶制备技术研究

本文首次提出并实践了一种利用铝的热膨胀特性密封制备人工嬗变实验碘靶的技术。在西安脉冲反应堆上进行的¹²⁹I人工嬗变实验要求靶的尺寸小、漏率低。将冷冻收缩的铝封堵头迅速置于室温下的铝靶壳顶部,待封堵头升温膨胀后自动对靶进行密封。该方法简洁易行,无高温焊接过程,不会改变靶芯的形态,制靶成本较低。同时,制靶材料在热分析时不会释放多余气体,耐温达600 ℃。采用6061铝经多次实验得到了自膨胀密封靶各部件匹配尺寸的经验公式。所制作的4个正式靶背压检漏漏率均好于5×10^-9 Pa•m³/s,满足实验要求。     

核主泵流体动压轴封副密封摩擦特性与寿命的试验方案研究

副密封处的摩擦性能与寿命是影响核主泵流体动压轴封寿命的关键因素,为了研究副密封处的长期运行寿命,建立了高频往复试验装置,以模拟副密封处在高压介质条件下的往复运动,获取了副密封处O型橡胶密封圈与对偶金属件在频率提高、位移幅值增加和介质压力提高3种工况下的摩擦力变化数据,结果表明：核主泵流体动压轴封副密封在正常运行工况频率为25 Hz、幅值约为30μm及介质压力为5.3 MPa时处于微动弹变状态;基于正常运行工况提高频率,在不超过300 Hz时副密封处的摩擦特性基本不会改变,但超过500 Hz时摩擦特性会明显变化;基于正常运行工况增加幅值和提高介质压力,副密封处的摩擦特性也基本维持不变。可见,在300 Hz以下提高频率对副密封寿命的影响可按线性增加考虑,能有效降低寿命验证时间。     

核电风阀密封的设计和试验研究

针对核电风阀内、外泄漏的风险,提出解决风阀内、外泄漏的风阀密封设计。采用阀体侧板开槽型阀板和加装弹簧型阀板来防止内泄漏。通过抗震试验前后的泄漏试验,验证风阀密封设计的合理性。风阀内、外泄漏的试验数据表明:2种结构的风阀都能满足技术规格书中密封性的要求。     

抗热冲击稳压器双锥密封结构设计优化研究

通过开展稳压器双锥密封结构温度分布仿真、密封性能分析,获得了密封结构的温度分布和密封面接触应力随时间变化的规律,结合试验现象,确认了温度骤变带来的热冲击是双锥密封结构泄漏的诱因。为提高该密封结构对温度变化的适应性,提出了一种双锥密封结构的抗热冲击技术,即:将一种结构简单且便于安装的抗热冲击屏蔽应用于双锥密封结构,以提高其抗热冲击能力。计算结果表明,该技术有效降低了稳压器双锥密封结构承受的热冲击,对抑制人孔密封处的泄漏效果明显,提高了密封结构的可靠性。      

压水堆核容器的密封分析与试验

对有关 GH169管、环的冷、热态性能测试,光弹性接触应力分布,1∶4模型冷、热态试验,以及密封分析、三维瞬态热分析和程序系统、计算方法等方面的主要报告的要点作了简要说明。本文偏重于专题研究的总体构思和主要结果;最后就试验和设计作了讨论。     

基于泄漏率的核设备密封技术研究

本文以稳压器双锥密封结构为对象,采用多线性随动强化模型模拟了垫片的压缩回弹力学行为,探究了降温速率和螺栓预紧力变化对密封面接触压力的影响,利用基于泄漏率的密封模型对密封性能进行了科学表征,建立了以最大允许泄漏率为准则的螺栓法兰垫片连接设计方法,解决了依据ASME和GB-150规范密封设计系统在使用过程中多次发生泄漏的问题,为工业领域螺栓法兰密封系统设计提供了新的思路。     

大电流引电密封装置的设计及泄漏试验

本文给出了一种适用于高温气冷反应堆装置的由用水冷却的不锈钢电极、熔铸云母绝缘体和氟橡胶多层密封组合成的引电密封结构。这种结构的试验装置经历了５００ｈ以上的冷态加压试验，多于２９００ｈ的连续工况（１００℃，４．０ＭＰａ氦气）考验和分别２０次以上的压力循环和温度循环试验。在所有工况下，引电密封结构的氦泄漏率都小于５．２×１０－５Ｐａ·ｍ３／ｓ。电极和它所穿过的壳体间的绝缘阻抗大于１００ＭΩ。     

DN300钠阀冷冻密封腔室的分析与设计

钠阀的冷冻密封腔室是一个重要的部件,直接关系到钠阀是否会发生泄漏。本文以大口径钠阀的国产化项目为依托,对冷冻密封腔室进行分析与设计。冷冻密封腔室是一个狭小的空间,内部有氩气、液态钠、凝固钠。本文利用FLUENT的冷凝模型结合氩气的基本气体方程,计算冷冻密封腔室内部钠的冷凝情况,确定凝固钠的位置;在此基础上,利用FLUENT计算得到的温度和文献中钠剪切力与温度的关系式,分析钠固封塞的受力情况。最终确定冷冻密封腔室加工尺寸为1.5 mm,钠固封塞高度为197 mm。     

反应堆安全壳密封（泄漏）试验的原理与分析方法

本文介绍了安全壳密封试验的原理,泄漏率的分析方法和它们之间的比较,密封试验精确性的验证和试验过程的判断以及空气渗入现象对试验结果的影响等.     

超临界水冷堆堆内构件密封研究

为实现中国超临界水冷堆(CSR1000)双流程设计方案,反应堆内部需要设置多处密封结构。鉴于电厂压水堆及其他行业在密封结构上的使用经验,"O"形环、"C"形环用于CSR1000堆内构件密封设计是可行的,通过有限元软件ANSYS模拟密封环的受载情况,并对压缩量及回弹量等关键参数进行计算分析。     

核级承压设备密封结构的有限元分析

在AP1000反应堆系统中,很多设备具有承压的功能,其密封性能直接关系到系统能否正常运行,因而密封失效是较之弹塑性失效、疲劳失效等更为基本的失效形式。在ASME规范中采用的密封结构设计方法是华脱尔斯法,此方法采用了一些保守的经验和假设,无法对密封结构处的变形和应力进行细致的计算。本文采用ANSYS有限元分析软件对核承压设备典型的密封结构进行了建模计算,提出了在有限元模型中螺栓预紧力和垫片的等效处理方法,能够对密封结构处垫片的回弹量、法兰的变形及应力分布进行预测。模型分析了采用华脱尔斯法进行密封设计时的设计余量,得到了垫片回弹量与设备内压之间的关系,对于核级承压设备密封结构的设计具有一定的借鉴意义。     

圆盘台架O形环许用回弹及密封特性的试验研究

本文着重探讨自紧式金属 O 形环的密封特性,并用 φ600台架专门研究不同预紧载荷下法兰分离量与压力的关系,测得 O 形环的许用回弹量,许用密封比压。比较了 GH169 和不锈钢 O 形环的密封效果。讨论了 O 形环密封的影响因素,对密封设计和分析提供了必要的数据。     

CARR堆芯容器主筒体双道密封验证试验

CARR堆芯容器主筒体为反应堆冷却剂压力边界的一部分，它与膨胀节组件、重水箱组件等其它零件保证了压力边界的完整性。在本部分压力边界中，堆芯容器主简体和膨胀节法兰、重水箱下封头底座连接处的密封为压力边界最薄弱的部分，所以，此处的密封结构和密封圈的性能就尤为重要。为此，做了如图1所示的模拟验证装置。     

特殊机械密封结构的密封特性分析

使用MSC.Marc软件对国内某核电站改造项目中使用的特殊机械密封结构进行了有限元分析,对其密封特性有了新的了解.同时将计算结果作为后续应力分析和疲劳分析的边界条件,节省了试验或实际操作的成本.     

1080MW核电厂主泵轴封浮动O圈失效试验研究及优化

国内某1080MW核电厂机组在第103大修中发现,核电厂反应堆冷却剂主泵(简称主泵)流体动压轴封性能在运行周期末退化,且3台主泵均有此共性问题。监测数据反映低压泄漏高于正常水平,3#密封腔压力下降了15%。为了找出该共性问题的原因,建立了一套完整的试验装置。通过设计多种几何维度的三级静环组件浮动O圈,提高三级密封静环组件的追随性。对浮动副密封的摩擦力进行了交叉测量。三级静环导环增加涂覆并开展了摩擦力测试和耐久试验。结果表明,原始设计的浮动副密封摩擦力大于300N,更新设计后摩擦力减小到低于100 N,主泵轴封泄漏量降低了11.7%;之后,开展了总共500 h的耐久试验,记录了试验前后密封性能数据和3#静环导环表面粗糙度值的变化。试验数据表明,优化后的浮动副密封设计可以提高RCP轴封可靠性。     

核反应堆压力容器主密封瞬态性能研究

为研究核反应堆压力容器主密封瞬态力学特性和密封性能,本文建立了主密封结构三维数值模型,分析了主密封组件在典型瞬态条件下的温度和应力分布特性,从法兰和主螺栓变形协调机理角度,研究了主螺栓应力在瞬态条件下的变化规律及内在原因,总结了密封面处法兰轴向分离量变化机制,并对瞬态循环条件下密封面累积塑性变形和法兰分离量演化规律进行了预测研究。研究结果表明,温度滞后效应导致主螺栓在瞬态条件下应力交变幅值大;瞬态温度和压力对密封面处分离量影响很大,急速升压会使得分离量快速增大;在启停堆瞬态循环作用下,密封面处分离量曲线呈现周期性特征,经历若干次循环后分离量曲线达到稳定,密封面局部弹塑性变形达到安定,整体塑性变形分布趋于均匀。