圆盘台架O形环许用回弹及密封特性的试验研究

本文着重探讨自紧式金属 O 形环的密封特性,并用 φ600台架专门研究不同预紧载荷下法兰分离量与压力的关系,测得 O 形环的许用回弹量,许用密封比压。比较了 GH169 和不锈钢 O 形环的密封效果。讨论了 O 形环密封的影响因素,对密封设计和分析提供了必要的数据。     

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.     

空心金属O形环压扁特性分析及其应用

本文对空心金属O形环压扁试验数据进行了整理分析,在定义了O形环视弹性常数(E_0)后,建立了密封视比压(q)与O形环特性参数——弹性回弹量(Δ_0),压紧面宽度(b_0)以及法兰密封分离量(Δ_f)的定量关系。因而,知道O形环特性参数后,便可由曲线或关系式确定密封视比压,从而对密封性进行评定。同时对如何根据O形环压扁特性曲线选择其工作点以及在法兰密封设计中的应用也作了讨论。     

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。     

CSR1000结构总体设计方案

围绕中国超临界水冷堆(CSR1000)项目开展的反应堆结构总体设计方案研究,阐述了在双流程条件下反应堆结构总体面临的反应堆结构材料、密封结构形式、流量分配、热应力分析及流致振动响应等关键技术问题,并提出了初步的研究方法和解决方案。     

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。     

主给水泵机械密封漏量超标分析及改进优化

为了解决实际工作中遇到的主给水泵4APA302PO非驱动端机械密封漏量偏大问题,从机械密封失效机理来看,机械密封的设计制造、检修质量、运行工况等方面异常均可导致机械密封漏量超标。建立原因分析图,对密封水设计流量、静环座密封圈溶胀导致静环卡涩、准确性以及机械密封安装螺栓孔铸造缺陷几个方面逐一分析,研究结果表明引起主给水泵非驱动端机械密封漏量超标的主要原因是机械密封安装螺栓孔铸造缺陷导致,机械密封定位偏差以及机械密封静环座密封圈溶胀导致静环卡涩,是造成机械密封漏量超标的次要原因。针对存在的问题进行了相关改进优化,主要从三方面进行改进,对机械密封安装螺栓孔铸造缺陷采用螺纹密封胶堵漏;对静环座密封圈材质进行变更,改善密封圈的溶胀性能,同时在非驱动端泵盖上钻排气孔,让泵盖密闭腔室内的油雾能够及时排出,避免油雾在静环座位置处冷凝形成油滴,防止静环座密封圈出现溶胀,从根本上消除密封圈溶胀导致静环卡涩造成密封漏量超标;对机械密封的定位进行测量,消除机械密封定位偏差造成的漏量超标,从根本上解决了该泵非驱动端机械密封漏量超标故障。     

水平孔道“O”形环密封结构有限元接触分析

利用ABAQUS软件对研究堆水平实验孔道中异种材料法兰联接的密封结构进行了弹塑性接触计算.利用有限元分步加载技术,模拟了主螺栓预紧和加压过程,研究了主法兰的应力分布和结构的密封性能. .计算结果表明,在预紧状态和设计压力状态下,水平孔道中的异种材料法兰联接.双道"O"形环密封结构完全可以满足强度和密封要求.     

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。      

Inconel 718合金“O”形环的研制

介绍 Inconel 718合金“O”形环的主要制造工艺和在室温、高温下的力学性能以及回弹性能。通过验证试验和技术鉴定,研制的大型 O 形环在热动态试验中达到了完全密封、无泄漏水平。     

脉冲堆堆水池的建造

堆水池的建造质量对脉冲堆的安全起着重要作用。在堆水池的建造过程中,通过对不同的砼配比进行试验,以普通砼代替了重砼。另外,在砼的浇灌时还采取了一系列措施,保证了水池的精确定位与不变形。建造质量符合设计要求。     

Reactor Noise Analysis of Swimming Pool Type Reactor

Reactor power frequency spectrum measurements at various power levels (0.2 W, 1 W, 5 W, 100 W, 500 W, 5 kW and 100 kW) were made with HTR** (swimming-pool type). A low frequency AC amplifier, a magnetic tape recorder, a frequency selective amplifier with twin-T filters, a multiplier, and an integrator were used. Speed-up and speed-down techniques of tape recorder were convenient for extending the frequency range of the analysis.

The measured frequency spectrum of reactor noise determined the modulus of zero power transfer function, and indicated a prompt neutron mean life time of (7.58±1.58) × 10^-5 sec based on an effective delayed neutron fraction of 0.0082. The calculations were made with a HIPAC-103 computer. At higher power, some resonance peaks were found in the low frequency region. The absolute value of reactor power obtained by noise analysis agreed within 3% with the power meter indication at the power below 5kW.     

10MW研究堆堆芯热工水力设计

简述１０ＭＷ研究堆堆芯热工水力设计的准则，设计基础和ＣＴＳＡ程序特点。经ＣＴＳＡ程序计算得：在正常运行、运行暂态和可预期事故工况下，燃料元件表面不会发生偏离泡核沸腾，元件芯块最高温度为１１４．９５℃，小于设计限值４００℃，在稳态额定工况下，堆内不会出现过冷沸腾；堆芯冷却剂平均流速３．２ｍ／ｓ小于临界流速，设计满足了有关安全准则要求，并为可预期的事故工况窗有足够的安全裕量。     

Reactor core design of Gas Turbine High Temperature Reactor 300

Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI) has been designing Japan’s original gas turbine high temperature reactor, Gas Turbine High Temperature Reactor 300 (GTHTR300). The greatly simplified design based on salient features of the High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) with a closed helium gas turbine enables the GTHTR300 a highly efficient and economically competitive reactor to be deployed in early 2010s. Also, the GTHTR300 fully taking advantage of various experiences accumulated in design, construction and operation of the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) and existing fossil fired gas turbine systems reduces technological development concerning a reactor system and electric generation system. Original design features of this system are the reactor core design based on a newly proposed refueling scheme named sandwich shuffling, conventional steel material usage for a reactor pressure vessel (RPV), an innovative coolant flow scheme and a horizontally installed gas turbine unit. The GTHTR300 can be continuously operated without the refueling for 2 years. Due to these salient features, the capital cost of the GTHTR300 is less than a target cost of 200,000 yen (1667 US$)/kW e, and the electric generation cost is close to a target cost of 4 yen (3.3 US cents)/kW h.

This paper describes the original design features focusing on the reactor core design and the in-core structure design, including the innovative coolant flow scheme for cooling the RPV. The present study is entrusted from the Ministry of Education, Culture, Sports, Science and Technology of Japan.     

西安脉冲反应堆

西安脉冲堆是我国设计、建造的第一座实用性多功能脉冲反应堆。它具有固有安全性高、用途广泛、结构简单及运行维护方便的特点；既能稳态运行，又能以脉冲或方波方式运行，稳态额定功率2MW，最大脉冲峰功率4200MW。西安脉冲堆设置有多种实验辐照装置，可以辐照生产放射性同位素，进行中子活化分析、中子照相、单晶硅中子辐照掺杂、材料辐照加工及辐照试验研究。开展核物理、中子物理、放射化学等科学理论研究以及人材培训。近2年的试运行和实验应用表明，西安脉冲推已经展现出良好的应用特性和广阔的应用前景。     

5MW低功率堆堆本体结构抗地震分析

用谱分析法分析了低功率堆堆本体抵御七度和八度地震的能力,并与实验相结合,讨论了基础对结构动力特性的影响。将基础考虑为弹性支撑,求出结构在实际状况下的响应。并用此结果校核了地脚螺栓的强度。最后评述了堆本体的抗地震能力。     

核电厂反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力分析

综述了现有的反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力的测试结果和残余应力选取的实践经验。对于反应堆压力容器环焊缝,残余应力沿壁厚呈余弦分布,其最大值可取为60MPa。对于主管道对接环焊缝,最大残余应力区域通常位于在焊缝中心线且靠近管道外表面,而运行过程中的缺陷常出现在内表面区域,在进行安全性评价时焊缝最大残余应力可取为100MPa。