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相似文献
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1.
压水型核反应堆压力容器的密封性能是保证核电厂安全运行的关键因素之一。为了探索反应堆压力容器密封性能的数值模拟技术,本文建立了CPR1000反应堆压力容器(RPV)密封结构的热弹塑性三维有限元分析模型,考虑了运行期间的载荷及载荷组合,得到了反应堆压力容器在升温、运行和降温瞬态过程中上下法兰的轴向分离量、径向滑移量以及螺栓载荷等。分析结果表明热弹塑性三维有限元密封分析模型能够较好地模拟密封结构的性能。  相似文献   

2.
提出了一种用于反应堆压力容器法兰密封系统密封分析的瞬态耦合热弹塑性接触有限元分析方法,在弹性接触问题有限元混合法的基础上,把材料非线性和表面非线性两种迭代过程耦合求解,在瞬态温度场分析中将伽辽金法和向后差分法结合起来,并用混合法进行热接触迭代,把瞬态温度场分析和弹塑性接触分析耦合。根据这套方法编制了完整的反应堆压力容器法兰密封系统冷热态密封分析程序,其中还包括前后处理程序。程序系统模块化,自动化程度高,稳定性好,人机界面友好,已成功地用于核压力容器模拟体的分析。数值分析结果和实验结果吻合良好,并已应用于大型工程实际问题的分析,所得结果完全符合工程设计要求。  相似文献   

3.
提出了一种用于反应堆压力容器法兰密封系统密封分析的瞬态耦合热弹塑性接触有限元分析方法,在弹性接触问题有限元混合法的基础上,把材料非线性和表面非线性两种迭代过程耦合求解,在瞬态温度场分析中将伽辽金法和向后差分法结合起来,并用混合法进行热接触迭代,把瞬态温度场分析和弹塑性接触分析耦合。根据这套方法编制了完整的反  相似文献   

4.
核容器法兰密封系统密封性能数值分析   总被引:6,自引:2,他引:4  
一文提出了一种用于反应堆压力容器法兰密封系统密封分析的瞬态耦合热弹塑性接触有限元分析新方法,编制了完整的瞬态密封分析程序系统。并已成功地用于工程实际问题的分析,和实验结果吻合良好。  相似文献   

5.
介绍了承压热冲击(PTS)分析的背景和研究现状,阐述了基于确定性断裂力学的反应堆压力容器(RPV)结构完整性分析方法.分析了材料性能模式(线弹性和弹塑性)和辐照效应对PTS下RPV结构完整性的影响.  相似文献   

6.
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。  相似文献   

7.
两种不同密封面结构反应堆压力容器的密封性能对比研究   总被引:1,自引:0,他引:1  
反应堆压力容器(RPV)密封面结构是影响RPV密封性能的重要因素。建立2种不同密封面结构的RPV三维有限元模型,研究其对RPV密封性能的影响,并得到上、下法兰轴向分离量以及主螺栓载荷等分析评价RPV密封性能的关键指标,同时,对比分析2种密封面结构形式的安全裕量,为优化RPV密封面结构设计提供理论依据。  相似文献   

8.
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。   相似文献   

9.
在理论分析和数值仿真技术基础上,研究并提出了一种主螺栓断裂对反应堆压力容器(RPV)密封性能、螺栓应力及疲劳的影响分析方法,采用该方法对主螺栓断裂影响进行了评价分析。结果表明,该方法适用于分析1根或多根主螺栓断裂情况对压力容器安全性能的影响,可以用于核电厂在运行中发生类似问题时判断反应堆能否继续运行。   相似文献   

10.
基于二维轴对称非线性弹塑性模型,对反应堆压力容器(RPV)用Inconel 718合金O形环进行了有限元分析,在试验验证的基础上探讨了筒体法兰面安装沟槽深度、沟槽间隙等关键参数对密封性能的影响。结果表明:镀银层对O形环的变形行为无实质影响,在进行有限元分析时可忽略镀银层;沟槽深度和沟槽间隙是影响O形环密封性能的关键参数,所涉及的RPV用金属O形环的最佳有效沟槽深度在(11±0.25) mm范围内、沟槽间隙取0.6 mm左右为宜。此外,O形环的安装和制造要求均极为苛刻,为保证O形环与沟槽间距的均匀性应严格控制好制造和安装等工序尺寸参数,从而提高密封性能。  相似文献   

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