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。      

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。     

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。     

先进压水堆"C"形环研究

"C"形环是一种用于压力容器法兰密封的密封环,目前国内使用的为进口"C"形环.为了研制出性能良好的国产"C"形环,本课题对试制的"C"形环密封性能进行了深入研究,并在"C"形环的制造工艺上取得了突破.研制的样环通过了冷热态综合性能试验,结果表明其研制的工艺合理,试制的"C"形环密封性能良好.此项研究结果为研制工程用"C"形环打下了基础.     

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。     

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。      

流体动压型核主泵机械密封腔内流动与传热研究

为研究某型号流体动压型核主泵机械密封流场和温度场的分布规律,使用Pro/E软件建立了机械密封环及密封腔的三维实体模型。采用k-ε湍流模型,基于ANSYS Fluent软件求解了纳维-斯托克斯（N-S）方程和能量方程。研究了密封环生热与密封腔散热的规律。分析了流体流动与温度变化趋势。结果表明:该型核主泵机械密封的压力以密封端面为界,分为高压区和低压区。在密封端面液膜压力由外径到内径逐渐降低。最高温度出现在密封端面处,由密封端面向外温度逐渐降低。液膜粘性剪切热通过密封环的热传导及腔内流体的对流换热作用而带走。机械密封的泵送环强化了端面热量的散失。      

反应堆压力容器法兰面沟槽尺寸参数对其金属O形环密封性能的影响

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。     

核电厂安全壳极限抗压承载力及影响因素分析

核电厂安全壳极限抗压承载力、影响因素及其规律是核电结构安全评估、事故处理和结构设计的关键问题。本文以某安全壳为例,采用损伤塑性模型模拟混凝土的力学性能,双线形应力-应变模型模拟钢衬里和预应力钢束的材料非线性,基于ABAQUS软件系统地分析了核安全壳极限抗压承载力,并给出结构自重、预应力、钢衬里等因素的影响规律。研究表明,当内压增大到0.87MPa时,安全壳筒壁上部混凝土开始进入塑性;当内压增大到1.02MPa时,钢衬里最大拉应变超过限值3 000×10-6,安全壳达到极限状态。在各种影响因素中,预应力和钢衬里对安全壳的极限内压和破坏形式起着关键作用。本文研究结果对核安全壳极限承载能力分析、结构设计和安全评定等方面具有一定的参考价值。