反应堆压力容器法兰密封分析程序系统——瞬态耦合热弹塑性接触分析(英文)

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。     

反应堆压力容器法兰密封分析程序系统——瞬态耦合热弹塑性接触分析

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     

核容器瞬态密封分析程序系统TSAP(I)

本文给出反应堆压力容器瞬态密封分析系统的第一、二阶段结果,即冷态密封分析程序和瞬态热分析程序,两部分的耦合即组成最终的瞬态密封分析系统。     

核反应堆压力容器主密封瞬态性能研究

为研究核反应堆压力容器主密封瞬态力学特性和密封性能，本文建立了主密封结构三维数值模型，分析了主密封组件在典型瞬态条件下的温度和应力分布特性，从法兰和主螺栓变形协调机理角度，研究了主螺栓应力在瞬态条件下的变化规律及内在原因，总结了密封面处法兰轴向分离量变化机制，并对瞬态循环条件下密封面累积塑性变形和法兰分离量演化规律进行了预测研究。研究结果表明，温度滞后效应导致主螺栓在瞬态条件下应力交变幅值大；瞬态温度和压力对密封面处分离量影响很大，急速升压会使得分离量快速增大；在启停堆瞬态循环作用下，密封面处分离量曲线呈现周期性特征，经历若干次循环后分离量曲线达到稳定，密封面局部弹塑性变形达到安定，整体塑性变形分布趋于均匀。     

带喷射泵系统自然循环瞬态特性数值模拟计算

在基本守恒方程的基础上，对主要控制体，应用集总参数法，编写了可用于微型计算机上的计算程序，并用该程序计算带喷射泵水回路系统中自然循环过渡过程的瞬态特性。与实验结果的对比表明：本计算结果是合理的，其数学模型可用于同类系统的瞬态分析。     

反应堆压力容器密封系统瞬态热弹塑性接触的高效解法

本文在自行开发的三维瞬态密封分析程序的基础上,采用弹塑性小变形问题的非线性求解方法、接触问题的混合求解算法、接触传热有限元混合法、线性方程组求解器等方法,提高了计算效率,并对三维瞬态密封分析程序中相应的计算和分析模块进行了修改和补充。应用改进后的分析程序对压力容器模拟体进行密封分析,计算效率提高了一倍以上。     

蒸汽发生器试验本体快速冷却过程中主蒸汽法兰泄漏有限元分析

采用线弹性瞬态热固耦合有限元方法对高温气冷堆蒸汽发生器试验本体主蒸汽法兰在快速降温试验过程中出现的泄漏现象进行了分析。建立了主蒸汽联箱及法兰螺栓连接模型，模拟了主蒸汽法兰的预紧、加压、升温和瞬态降温过程，分析得出了导致法兰密封结构泄漏的主要因素是快速降温过程中法兰的局部变形及螺栓残余预紧力降低，导致密封面张开量大于金属O型环的可靠密封回弹量。在此基础上模拟了不同降温速率下法兰密封面的张开位移，结果表明，限制蒸汽降温速率可改善压力容器法兰的密封性能。     

AC—600应急余热排出系统建模与动态仿真

通过建立合理完善的ＡＣ－６００应急余热排出系统的数学模型，研制了用于该系统热工水力瞬态特性分析的动态仿真程序ＭＩＳＡＰ。并应用ＭＩＳＡＰ对全厂断电事故时在不同工况下自动投入应急余热排出系统后的瞬态热工水力特性进行了计算和分析，计算结果和定性的理论分析相符合。     

核电站核级承压设备设计分析专用程序系统研究

本程序系统研究是以ANSYS软件为开发主体,建立了用于核级承压设备力学分析的材料数据库、瞬态热工参数库、参数化模型库,编制了应力分析评定程序,实现了程序系统与CAD软件的数据接口,以确保输入数据的正确性和缩短计算分析的周期同时研究和开发了反应堆压力容器密封分析专用程序和特殊构件传热分析程序,并与 ANSYS软件连接,以弥补专用分析程序在前后处理方面的不足     

300MW核电站反应堆压力容器密封性能综合研究

概述了根据调研确定的300MW核电站反应堆压力容器密封性能综合研究的总体构思,给出了密封分析程序系统的建立与试验校核的主要研究结果,叙述了密封元件的研制和测试以及热态密封试验与热分析。据此,论述了秦山电站核容器的密封性能,提出了容器类型和密封判据等分类概念,说明了两个观点,即密封变形分析应作为客器总体应力分析的基础及瞬态密封分析中,热-接触耦合的要点在于确定螺栓温度滞后产生的螺栓载荷热增量,阐述了对密封机理的认识,最后对水压试验的热当量等作了讨论。     

压水堆核容器的密封分析与试验

对有关 GH169管、环的冷、热态性能测试,光弹性接触应力分布,1∶4模型冷、热态试验,以及密封分析、三维瞬态热分析和程序系统、计算方法等方面的主要报告的要点作了简要说明。本文偏重于专题研究的总体构思和主要结果;最后就试验和设计作了讨论。     

压水堆核容器密封分析(英文)

本文作为核容器密封性能综合研究中心课题之一,给出容器密封分析基本方程及程序系统。经多种试验校核证实程序可信。根据多个容器分析计算,提出了就密封性能而言的压力容器类型概念,这对容器设计选定合宜预紧系数、保证密封并改善主螺栓疲劳性能有重要意义。     

特殊机械密封结构的密封特性分析

使用MSC.Marc软件对国内某核电站改造项目中使用的特殊机械密封结构进行了有限元分析,对其密封特性有了新的了解.同时将计算结果作为后续应力分析和疲劳分析的边界条件,节省了试验或实际操作的成本.     

阀门密封结构的渗漏特性数值分析

以核反应堆系统中的安全阀密封结构为研究对象,建立了基于多孔介质理论的密封结构粗糙表面三维模型,采用Darcy定律推导了密封结构泄漏率的计算公式,研究了粗糙度、自相关长度、密封比压对表面特征的影响,以及粗糙度、密封面接触宽度对泄漏率的影响。结果表明,粗糙度与密封性能并非是线性关系,仅以粗糙度作为密封性能的评价指标是有局限性的;在粗糙度一定的情况下,自相关长度也会对密封界面孔隙率、渗透率产生影响,从而影响安全阀的密封性能;密封比压减小导致接触高度增大,使得阀座阀瓣间的孔隙率迅速增大,造成密封结构的渗漏特性增强;粗糙度的增大使得泄漏率呈非线性增大趋势,密封面接触宽度的增加使泄漏率线性减小。      

控制棒驱动机构石墨密封组件设计与密封性能验证

控制棒驱动机构（CRDM）检修及堆芯换料时都需要多次拆卸CRDM的耐压壳体,为解决现有耐压壳体Ω密封焊缝泄漏以及不能多次拆卸的问题,本文采用螺母压紧石墨环方案,利用石墨环的压缩回弹性能防止冷却剂泄漏,并设计一种石墨环密封组件实现快速拆卸;通过开展密封环压缩回弹测试、应力松弛测试以及密封组件泄漏率等密封性能测试试验对石墨环密封组件的密封性能进行验证。结果表明,本文设计的石墨环密封环组件满足设计要求,可以实现高温高压环境下的密封性能。      

偏心率对核主泵叶轮口环密封激励力的影响研究

为探究转子偏心率对核主泵转子密封激励力的影响,基于雷诺时均N-S方程和RNG k-ε湍流模型,选取平面密封、迷宫密封和螺旋密封3种口环结构方案,对核主泵口环间隙内部流动进行数值计算,得到口环间隙区域压力、泄漏量及其密封激励力的分布规律。结果表明,模型泵性能预测值和试验值较为吻合,扬程最大误差为4.78%。在转子无偏心时,相对于平面密封,采用螺旋密封方案时口环泄漏量显著降低93.1%,而密封激励力增加63%。偏心率为10%时,口环压力分布沿周向较为均匀;当偏心率为30%时,周向靠近偏心位置处,口环间隙内部产生带状压力突升区,相对于无偏心方案,平面密封的泄漏量显著降低43.6%,而密封激励力增大4.4倍,迷宫密封和螺旋密封方案可显著降低转子偏心产生的密封激励力,其中迷宫密封可显著降低55%;偏心率为50%时,口环间隙内部带状压力突升区域偏向高压侧。本数值预测方法为揭示偏心转子对核主泵口环密封激励力的影响提供理论依据。      

氚污染不锈钢暂时性封闭材料研究

在对氚污染不锈钢进行去污、解体时,污染物表面的氚极易因轻微扰动而逸出。为防止氚的这种扩散给环境和工作人员带来二次污染,在其表面覆盖一层对氚具有阻挡作用的涂层、内部填充一种对氚具有阻挡作用的填充物是很有必要的。对中性硅酮胶和泡沫混凝土封氚效果进行了研究,结果表明：静态条件下,中性硅酮胶膜的封氚率>85%;动态条件下,自制泡沫混凝土的封氚率>99%。中性硅酮胶膜和泡沫混凝土对氚污染样品均具有较好的封闭效果,可作为氚污染部件去污、解体时的暂时性封闭材料。     

基于Abaqus的放射性光源激光封割技术仿真研究

利用有限元软件Abaqus,对放射性光源的激光封割过程进行仿真。研究在旋转条件下,放射性光源玻璃管于不同激光功率辐照下随着时间变化的温度分布及热应力分布。结果表明,激光辐照在放射性光源玻璃管圆周上,可以实现整管同时熔融,并随着激光功率的增大,所需的封割时间越小。通过实验验证,得到封割的仿真值与实验值较为一致,可为最终确立放射性光源激光封割的条件参数提供指导。     

Testing of the Sealing Arrangements for the Nirex Re-Usable Shielded Transport Containers

Abstract

As part of its responsibility for the development of a deep repository for intermediate and low level radioactive waste, UK Nirex Ltd is developing a range of Type B re-usable shielded transport containers (RSTCs). A testing programme has been carried out on two alternative concepts for the RSTC sealing arrangements over the temperature range ?40^°C to 200^°C. For each sealing system, a test rig was developed to measure the performance under simulated normal and accident conditions of transport. The elastomer O-rings used for some of the tests had been irradiated to the maximum dose they might receive in normal transport. The performance of both sealing systems was good and it is concluded that either concept would meet the specified leakage criteria over the full temperature range under both normal and accident conditions of transport. However, further testing is required to confirm the performance of Concept N under accident conditions.