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文章分析确定了影响压水堆核电厂M310堆型主管道弯头静态铸造质量的主要原因。从加强对原材料的精选、检验,改进砂型制作工艺和浇注工艺,提高人员精益管理水平,减少人因失误3个方面制定了质量控制措施,福清1、2号机组主管道静态铸造弯头的铸造缺陷均下降到只有实施前项目缺陷总数的50%以下,静态铸造的质量得到有效提高,节省了处理缺陷的成本,也赢得了产品交付进度。制定的质量控制措施对核电主管道设备的铸造工艺改进有良好的借鉴意义,也为进一步研究主管道静态铸造质量控制措施积累了宝贵的经验。 相似文献
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含缺陷结构的完整性评定 总被引:3,自引:0,他引:3
在阐述结构完整性评定原理的基础上,以确定性R6和概率性R6为例比较了确定性和概率性结构完整性评定方法。指出,通常情况下确定性方法得出的评定结果较为保守,可以达到保证结构安全的目的;概率性评定方法能更准确地反映出被评结构的实际完整性状态,从而使结构的功能得到正常的发挥,同时可以为提高结构完整性指明方向。而确定性和概率性方法的综合运用将成为结构完整性评定方法研究中的新的趋势。 相似文献
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核电用316LN不锈钢的热机械疲劳性能研究 总被引:1,自引:0,他引:1
采用热机械疲劳试验方法研究316LN不锈钢的同相热机械疲劳行为,获得材料的疲劳数据。试验结果表明:316LN不锈钢的热机械疲劳行为是一个先强化后软化的过程;滞回曲线呈梭形,形状"饱满",具有良好的塑性变形能力,且随着温度范围增大,变形能力增强;在相同条件下,温度范围增大,材料的疲劳特征表现更为明显;在波动管运行条件下(温度≤320℃),应变对材料的疲劳寿命影响占主要作用;材料在120~320℃和120~230℃条件下的热机械疲劳寿命均大于350℃恒温低周疲劳寿命,说明采用传统的高温低周疲劳试验结果来评价波动管材料的热机械疲劳寿命过于保守。 相似文献
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反应堆系统发生瞬态工况时,冷却剂温度的瞬间大幅度变化会对燃料元件包壳结构完整性造成冲击,危及反应堆安全。本文以某压水堆3×3燃料组件为对象,采用流固热耦合方法对冷水事故下燃料组件的流动换热特性和燃料元件包壳温度、变形及应力进行了三维精细化模拟。结果表明:定位格架能够增强燃料棒表面的对流换热强度;包壳变形时向与刚凸接触的一侧折弯,向与弹簧接触的一侧凸起;包壳与定位格架接触部位的温度和最大等效应力随事故时间不断增大,且最大等效应力超过了包壳材料的屈服强度,将发生强度失效,影响其结构完整性。本文研究可为反应堆燃料元件包壳瞬态工况下的完整性评价提供借鉴。 相似文献
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核电厂在严重事故期间会产生大量氢气并释放到安全壳内,威胁安全壳的完整性。应用氢气风险分析程序GASFLOW对先进压水堆核电站在大破口失水事故叠加应急堆芯冷却系统失效导致的严重事故期间的氢气行为及风险进行分析。结果表明,当气体释放源位于蒸汽发生器隔间时,氢气流动的主要路径为"蒸汽发生器隔间—穹顶空间—操作平台以下隔间";破口隔间的氢气体积浓度分布与源项氢气体积浓度及射流形态有关,非破口区域的氢气体积浓度呈层状分布,在扩散作用下,层状分布向下推移;蒸汽发生器隔间存在着火焰加速(FA)的可能性,但基本可排除燃爆转变(DDT)的可能性,穹顶区域基本可排除FA和DDT的可能性。 相似文献
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先进压水堆核电站关键技术研究开发综述 总被引:1,自引:0,他引:1
"九五"期间,我国开展了对先进压水堆核电站关键技术的研究和攻关.研究的领域涉及到核电站的安全性、经济性,建造和运行等方面的内容,开设了工程设计技术、先进反应堆设计技术、数字化仪表与控制系统、非能动安全系统和核电站工程及信息管理技术等5个研究课题.在此期间,许多研究成果已经用于工程,收到很子效果."九五"先进压水堆核电站关键技术研究对为我国新一代压水堆核电机组的开发和科研打下了坚实基础. 相似文献
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先进的主控制室系统是以网络技术和计算机技术为基础的分布式计算机监控系统.本文阐述了核电厂主控制室设计中人-机接口的重要性,描述了主控制室实验开发平台的配置及其功能分区与分配,并介绍了该平台完成的功能及先进控制室的特点. 相似文献
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提出了用于压水堆核电厂控制系统快速和精确仿真的系统数学模型和数值方法,并用研制的仿真程序NCS对商用压水堆核电厂控制系统进行了仿真研究,得到了满意的结果。 相似文献