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。     

石墨垫片密封泄漏率计算方法研究

为完善核级主设备密封分析及设计方法,基于稳压器人孔密封结构建立了密封数值分析模型,对石墨垫片密封接触应力进行了分析研究;结合平行圆板流动模型和多孔介质渗流模型建立了石墨垫片密封质量泄漏率理论预测模型;基于理论预测模型计算了设计工况、试验工况和启动瞬态工况下的质量泄漏率,对主要影响参数进行了分析和讨论。研究结果表明,石墨垫片密封接触应力沿周向分布较为均匀,而石墨环沿径向的中间区域接触应力值略低于石墨环两侧;在温度和压力上升瞬态中,密封接触应力随时间呈现出下降的规律,密封质量泄漏率与接触应力呈负相关,增大密封接触应力可以降低质量泄漏率,但降低效率逐渐减小,减小粗糙度可以显著降低质量泄漏率。本文分析方法可为核级主设备密封泄漏率分析和紧密度评价提供重要参考。     

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。     

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。     

CRDM中部?密封环堆焊修复裂纹扩展分析

核电厂控制棒驱动机构(CRDM)耐压壳采用?密封环焊接安装在反应堆压力容器顶盖的管座上。一回路水应力腐蚀易诱发?密封环焊缝产生裂纹导致泄漏,需采用堆焊技术进行修复以保证?密封环结构完整性。基于ASME规范中的断裂力学分析方法,针对?密封环堆焊修复的设计结构,开展疲劳和应力腐蚀引起的裂纹扩展分析计算,为?密封环堆焊设计和评定提供参考。     

核电阀门密封石墨填料的60Coγ辐照实验研究

根据中华人民共和国国务院令第500号《民用核安全设备监督管理条例》的指引精神,要保证民用核设施的安全运行,促进核能事业的顺利发展。现运营或在建核电厂,列装最多的设备是阀门,也是电站安全运营的重中之重。核电厂常用有动力驱动阀、自驱动止回阀、安全泄压阀与手动阀等。核电阀门是高频次、角动或往复运动密封形式,大多以柔性石墨模压填料进行核介质密封与防泄漏。本文在⁶⁰Coγ射线不同剂量辐射下柔性石墨材料和密封填料制品的机械-力学性能变化机制下,对比分析了核级石墨填料﹑抗氧化石墨填料﹑浸渍润滑剂石墨填料等密封制品以及柔性石墨材料在辐照之后的性能变化。其实验研究结果,发现了基于密封泄漏率优选不同的密封填料环及摩擦副配对的组合形式,采用抗磨自润滑改性技术可提升核电阀门密封可靠性,是杜绝核泄漏事故发生的关键措施。     

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。     

不锈钢与铝合金材料之间密封用O形环性能分析

运用有限元分析软件,对不锈钢与铝合金法兰之间的O形环密封进行了分析。分析中考虑了材料的弹塑性变形。分析表明：对于5mm×0.5mm规格的预紧型不锈钢O形密封环,10%～20%的压缩量下的密封性能较佳,密封宽度0.2～0.3mm,接触压力80～120MPa,预紧比压100～130N/mm,这与O形环的设计压扁力120N/mm较为吻合。     

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。     

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。      

吊篮下挂分体式堆内构件设计研究

通过对模块式多用途小型压水堆（ACP100）结构特点进行分析,提出了一种吊篮下挂的分体式堆内构件,其吊篮组件悬挂于反应堆压力容器中部并由压紧筒组件压紧,该结构具有易于制造安装、冷却剂分流密封效果好、流量分配合理等优点。力学分析、控制棒驱动线综合实验、堆内构件流致振动实验结果表明,该结构具有很好安全性和可靠性,满足ACP100的功能需求。      

研究堆低压电气贯穿件导体组件的研制

本文介绍了一种用于各种实验研究堆反应堆厂房内、外电缆连接的新型灌封组件式低压电气贯穿件.该贯穿件采取模块结构,便于拆卸和更换.导体组件自身的孔道密封采用阻燃型环氧树脂灌封实现,与端板孔道之间的密封由"O"型橡胶圈来保证,已通过气密性和电气性能型式试验的验证,满足实验研究堆工程要求.     

CEPR机组CRDM役前检查方案优化

某CEPR机组的控制棒驱动机构（CRDM）耐压壳安装完成后，发现此批次CRDM焊接见证件试验存在不合格样品。为缩短CRDM更换工期，降低对于项目整体进度的影响，在对CRDM耐压壳更换过程中通过深入研究役前检查规范，提出了一种新的役前检查策略。经实践表明，采用优化后的役前检查方案，在10 d内即完成了全部CRDM的离线役前检查，较最初的计划提前了约20 d；通过对安装后的部分CRDM进行超声和涡流检查，发现离线和在线检查结果一致，并且在线检查不存在可达性问题。      

EPR核电厂CRDM耐压壳焊缝缺陷信号分析

核电厂控制棒驱动机构（CRDM）长期处于高温、高压和高辐射环境中,其耐压壳异种金属焊缝容易出现裂纹等缺陷,是大修期间在役检查的关注重点。针对该焊缝役前超声检查中发现的疑似缺陷显示,通过补充目视、射线、超声相控阵和破坏性试验,验证了此类显示信号为不完全再结晶的奥氏体硬化晶粒造成的冶金显示,不影响耐压壳焊缝的质量,并总结了核电厂核岛设备超声疑似缺陷信号分析验证的方法。      

间距对快堆燃料组件迷宫密封结构性能影响的数值模拟

本文采用计算流体动力学（CFD）方法针对直角梯形齿迷宫密封结构进行了三维数值模拟,对比研究间距对密封性能、流场分布、压力场分布、流速控制的影响,并在最佳间距尺寸下分析了偏心度对密封性能的影响。结果显示：扩大迷宫密封结构间距可有效减少漏流量、提高密封性能,并实现较好的流速控制,还可明显改善近壁面处的流动性能,强化对燃料组件外壁面的冷却;当间距超过3.02 mm时,密封性能提高有限,说明间距超过一定限值时,不能继续通过扩大间距提高迷宫密封结构密封性能,需在结构设计与工程应用中选择合理的间距尺寸;偏心现象导致迷宫密封结构流域内流速、压力分布不均匀,且随偏心度的增大不均匀现象有扩大的趋势,不仅对密封性能产生不利影响,还使得燃料组件振动加剧。     

VELAN气动阀典型故障分析及处理措施研究

某核电厂工程安装调试期间，VELAN气动阀出现阀瓣开裂和气动头漏气的典型故障。经分析可知阀瓣开裂的根本原因为阀瓣制造过程中存在焊接质量缺陷，导致脆性增高，加之阀门在使用过程中受到过载应力作用，发生脆性开裂。处理措施为更换阀瓣组件和填料，并进行密封性试验。气动头漏气根本原因为O环尺寸存在偏差，压缩量不足导致漏气，处理措施为增大气动杆中心螺母力矩，进行力矩紧固，紧固完成后再次进行密封试验，或测量补偿环的厚度以及O环尺寸并进行处理，如更换补偿环或O环。通过以上措施，VELAN气动阀典型故障得到有效处理，对后续类似问题的分析及处理提供了参考和借鉴。      

Development and experimental study of beryllium window for ITER radial X-ray camera

Radial X-ray camera (RXC) is a diagnostic device planned to be installed in the ITER Equatorial Port #12. Beryllium window will be installed between the inner and outer camera of RXC, which severs as the transmission photocathode substrate and also the vacuum isolation component. In this paper the design and manufacture process of two types of beryllium windows were introduced. Although 50 μm thickness of beryllium foil is the best choice, the 80 μm one with X-ray threshold of 1.34 keV was selected for safety consideration. Using the intermediate layer (low purity of beryllium) between the beryllium foil and the stainless steel base flange is an effective strategy to limit the welding thermal deformation and thermal stress of the thin foil caused by bonding between different materials. By using ANSYS software, the feasibility of the aperture design was analyzed and validated. Metal sealing ring was applied in the mechanical clamped beryllium window for its good stability under high temperature and neutron radiation. Although both of the hollow metal sealing ring with 0.03 mm silver coating and the pure silver sealing ring can satisfy the sealing requirement, the later one was chosen to produce the final product. Two hours 240 °C high temperature baking test, two hours 3.3 Hz vibration test and fatigue test were performed on the two types of beryllium windows. Based on the tests results, the two types of beryllium windows could stand the high temperature baking during the wall conditioning phase of ITER tokamak and the vibration during transportation without causing large leakage. Both of the two types of beryllium windows could bear impact load (0.1 MPa pressure difference) for many times without failure.     

核电厂一回路压力边界止回阀在线密封性能测试

320 MW压水堆一回路压力边界止回阀为核Ⅰ级关键设备,严密性要求非常高,直接关系到主系统的内泄漏率.焊接式止回阀维修后常采用密封面色印检查的方式,对其密封性能进行判断.如果管道内有存水或者湿热水汽,会影响到色印检查的准确度.针对在线止回阀密封性试验的特殊性,有的核电厂采用水压压降法试验设计过在线检测装置,但存在一些缺点和使用上的限制.文章采用低压气密封试验流量测定法,设计出可靠、便携的试验装置,对压力边界止回阀检修后密封性做出准确、定量的判断.     

船用核动力装置止回阀的流固热耦合研究

针对船用核动力装置中止回阀的泄漏问题，利用流固热耦合仿真方法研究了温度快速变化对止回阀的影响，结果表明:止回阀的等效应力和变形量随温度的降低而降低；密封压垫和四合环最大等效应力位于阀门管道两端，最大变形量位于阀门前后部位；密封压垫的最大变形量和收缩率都比四合环大；由于高温高压的作用，密封压垫与阀盖之间产生了明显的间隙，易发生泄漏，且该间隙随温度的降低而扩大，可能加剧泄漏。