核电站用DN350爆破阀剪切盖的动力学分析

第3代非能动核电站中引入了DN350爆破阀。爆破阀设计中需要计算开阀所需的活塞动能,以确定合适的火药量。使用LS-DYNA程序对活塞撞击切断剪切盖端板过程进行动态仿真计算。计算中建立多部件模型,材料模型考虑应变率影响及失效,应用动态松弛加载内压和螺钉预紧力,建立缓冲组件的等价材料模型,并合理设置接触。计算得到动能,速度和阀体载荷等结果。活塞速度与试验结果吻合较好。计算方法和模型可用于阀门结构的设计及定型。     

谈世界核电站发展趋势

本文简述了世界核电发展趋势情况，重点描述了AP1000、模块高温气冷堆（MHTGR）和国际合作的先进安全反应堆（IRIS）等核电站的主要性能和研究情况。     

瑞士核电站退役费用上升

【世界核新闻网站2011年11月24日报道】根据瑞士联邦能源局（SFOE）最新发布的一项研究成果,瑞士关闭和退役其核电站所需的费用将高达206．54亿瑞士法郎（224．55亿美元）,比上一次的估算值高10％。     

核电站用贮气罐抗震分析

采用有限元法,对台山核电站SBO柴油发电机组用贮气罐进行了结构抗震计算分析。介绍了贮气罐结构的力学建模、载荷条件和地震响应谱分析方法,计算得到了结构的固有频率、振型和地震载荷下的响应,并根据RCCM规范对结构在重力、内压、地震等多种载荷组合下的应力进行评定。结果表明,贮气罐的结构强度满足规范要求。计算结果为贮气罐的抗震设计提供了依据。     

法国核电站用的泵

【法国《能源技术》1982年6月57期报道】下表列出法国90万千瓦和130万千瓦级核电站陡用的泵,不包括核锅炉和透平发电机组的泵。这些泵的材料情况如下:1.普通回路的电动泵通常由钢或者专铸生铁制成,大部分情况下带有青铜。密封接头通常采用由纤维丝或金属丝构成的填料。     

核电站用17-4沉淀硬化不锈钢阀杆热老化微结构小角中子散射研究

17-4沉淀硬化马氏体不锈钢阀杆广泛应用于压水堆核电站中,该阀杆在高温（300～350 ℃）下长期服役时面临热老化脆化问题,影响核电站安全。本文针对核电站实际服役的阀杆样品,开展了小角中子散射实验,结合冲击试验、扫描电子显微镜和金相显微镜分析等,将严重老化与轻微老化的阀杆样品进行对比,研究了试样在长期热时效过程中内部nm结构的变化。冲击试验、断口的扫描电镜和金相组织图像显示,严重老化的阀杆发生了明显的脆化现象。利用多分散小球模型和Porod定律对小角中子散射实验数据进行拟合,结果表明,球形nm析出物直径约为1 nm,随着热老化程度的加剧,nm析出物尺寸变大,体积分数增多约19%。小角中子散射结果与材料的宏观力学性能变化有明显的关联性。     

印度谈核电站建造超支问题

【美国《国际核工程》1995年7月号第4页报道】 印度议会常务委员会发现,印度一些核电项目超支近300％。该委员会要求采取紧急措施为格格拉帕尔、拉贾斯坦和盖加核电站制定进度表和费用指标并保证实施这些指标。     

消防和核电站用万能防护服

【俄通社—塔斯社莫斯科1993年2月 4日电】莫斯科纺织材料科研所发明了适于消防队员和核电站工作人员使用的电离辐射防护服。据《消息报》报道,这是世界首创。防护服用普通织物制成,但是织物的线已通过化学方法与金属离子相结合。它既可以阻挡致命的射线,又不妨碍人体的正常活动。     

浅谈核电站用大型液压阻尼器

核电站中的大型液压阻尼器是用来保护蒸汽发生器和主泵在事故工况下免受破坏的装置。本文介绍了大型液压阻尼器的原理、性能要求以及布置特点。同时,介绍了国外主要液压阻尼器供货商生产的大型液压阻尼器的结构和特点。     

核电站用机器人技术的发展

由于遥控和自动化技术的迅速发展，一些发达国家在核电站的检修、保养和事故处理等方面，广泛地使用了机器人技术，从而大大减少了从业人员的工作强度和受放射性辐照的剂量。本文介绍了国外核电站中机器人应用的现状和发展动向，同时提出了我国核电站用机器人的发展设想。     

用目测法检验核电站设备

【苏联《国外原子技术》1988年第11期第10页报道】材料无损检验法是确保核电站安全运行的办法之一。在采用例行的检验方法,如超声、涡流或射线检验法的同时,目测法日益获得了广泛应用。由于周期性运行过程与制造和安装过程不同,所以要分析设备状态,就要使用目测     

核电站循环水系统瞬态计算和虹吸破坏阀选型分析

以Flowmaster软件作为计算工具建立了核电厂循环水系统模型,计算了停泵工况下虹吸破坏阀故障不打开时循环水系统的最大水锤压力,对虹吸破坏阀的通流口径选取和阀门打开时间进行了敏感性分析,给出了能有效消除水锤的虹吸破坏阀选型要求。     

核电站不锈钢阀杆纳米析出物的小角散射研究

正核电阀杆17-4PH不锈钢在长期服役过程中,会产生老化脆化现象,对核电站的安全运行构成威胁。这些材料老化脆化的本质原因是热时效过程中材料内部结构的变化,即纳米析出物或纳米缺陷的增加。因此,有必要深入研究观测这些材料内部纳米结构及其演化规律。利用小角中子散射技术能体现块体统计性、可覆盖较宽尺寸范围(约1～300nm)、无损检测等技术优势特点,对服役多年的核电阀杆17-4PH不锈钢材料和压力容器钢热老化材料进行了观测分析。实验在德国     

重水堆核电站主蒸汽旁排阀故障分析和应对策略

根据重水堆电站的电厂控制模式及蒸汽发生器压力控制的原理和特点,结合实际事例对主蒸汽旁排阀故障开启对机组运行的影响及人员响应进行了分析和探讨,总结了处理类似事件的原则和经验.     

法国谈核电站未利用率的原因

【西德《原子经济》1985年第3期第103页报道】按照法国电力公司的数据,法国32座900MW 商业规模压水堆的未使用率达17%,其中12%是计划停堆,5%是非计划停堆。这5%中,2.3%是二回路(透平和发电机)设备问题,     

用现代化的核电站模拟器培训操纵员

【英国《国际核工程》1980年3月号报道】自从美国发生三里岛核事故以来,人们对于供训练用的核电站模拟器(PPTS)的关心明显增加。尽管各界人士对引起三里岛核事故的原因的看法不尽相同,但有一点看法     

核电站用二氧化铀芯块的制造实践

叙述了秦山核电站压水堆用二氧化铀芯块的制造工艺流程和生产实践,并对芯块制造过程中发生和发现的某些问题进行了分析讨论。     

核电站用二氧化铀芯块的制造实践

叙述了秦山核电站压水堆用二氧化铀芯块的制造工艺流程和生产实践,并对芯块制造过程中发生和发现的某些问题进行了分析讨论。     

核电站主蒸汽隔离阀气流诱发振动与噪声的数值分析

核电站主蒸汽隔离阀技术要求严、安全系数高,是核电装备国产化进程中的重点攻关项目之一。某些核电站在运行过程中其主蒸汽隔离阀出现过气流诱发振动与噪声,最终导致阀门部件磨损的现象。本文通过数值方法对主蒸汽隔离阀内三维湍流流场进行模拟分析,研究找出产生振动与噪声的流场诱因。本工作的数值分析结果与现场的测量结果相符。