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本文探讨了以下5个问题:(1)传热管发生氯致应力腐蚀的原因;(2)发生氯致应力腐蚀裂纹机制的分析;(3)没有涡流探伤显示信号的其他传热管的可用性:(4)是否可以先堵已切割的传热管;(5)美国的堵管准则和俄罗斯的堵管准则的比较。 相似文献
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核电站蒸汽发生器传热管破损将导致放射性冷却剂外泄,因此需进行堵管作业。激光焊接精度高,可用于蒸汽发生器的焊接堵管。然而,受限于蒸汽发生器的空间结构,现有的激光焊接头往往难以满足实际要求,因此需设计定制化的小型激光头。首先,分析和计算了小型化激光头的光路;其次,设计出小型激光头的机械结构,并完成其在蒸汽发生器内的运动仿真和干涉模拟;最后,对所设计的激光头装置进行了模拟传热管焊接验证。结果表明,所设计的小型化激光头具有良好的焊接性能和可操控性能,可用于蒸汽发生器的焊接堵管作业。 相似文献
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1987~1991年世界压水堆核电站蒸汽发生器传热管因各种原因所起的堵管数据;运用贝叶斯统计理论对蒸汽发生器寿命进行了可靠性分析,贝叶斯方法是个人信念,经验,统计数据和抽样信息的综合,因而显得比传统统计法更价值,文中估算结果的合理性表明了这一点。 相似文献
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蒸汽发生器传热管断裂事件树分析 总被引:3,自引:0,他引:3
对压水核堆电厂蒸汽发生器传热管断裂(SGTR)事故进行了概率安全分析,给出了功率运行状态下一根或两根SGTR事故导致堆芯裸露的频率为1.26×10^-6/堆·年,并找出了支配性序列及其主要贡献。文章指出了模拟培训中对SGTR事故下正确干预训练的重要性。 相似文献
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1 相关标准1.1 美国联邦法规10CFR50要求符合50.21(b)或 50.22的运行许可证持有者必须制定和执行一个保证大纲,该大纲要保证压水堆蒸汽发生器传热管的安全功能。首要的安全功能是由于蒸汽发生器传热管是反应堆冷却剂压力边界(RCPB)的主要组成部分,必须要保持反应堆冷却剂的总量和压力。其次,蒸汽发生器传热管作为一、二回路之间的热交换导热体,还保证了反应堆的停堆能力。第三,蒸汽发生器传热管隔离了一回路系统里的放射性介质,避免它们进入二回路系统和释放到环境中去。 制定传热管完整性大纲是为了… 相似文献
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核电厂蒸汽发生器传热管与管堵头的一次侧应力腐蚀及其防护 总被引:1,自引:1,他引:0
一次侧应力腐蚀(PWSCC)是一种晶间腐蚀,是因敏感的管子微观结构、高的残余拉应力和工作应力以及腐蚀性环境(高温水)引起的。防止PWSCC的措施包括:选择适当的管子材料、减小残余拉应力和改善腐蚀性环境、激光焊接衬管以及镀镍修补。 相似文献
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为满足安装与制造的要求,在蒸汽发生器U形管部位防振条与换热管之间存在一定量的间隙,从而导致了防振条约束强度的不确定性,因此对其间隙进行敏感性分析十分必要。通过数值模拟中的模态分析,采用弹簧刚度表征防振条间隙对支撑强度的影响。结果显示,当防振条全部完全失效时,对1阶固有频率的影响较大,可使其减小88.15%;单点约束失效对固有频率影响较小,最大仅可使1阶固有频率减小2.65%;各个支撑位置中,临近直管段且连续的2点约束失效时影响最大,可使1阶固有频率减小23.58%。 相似文献
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均相流蒸汽发生器瞬态分析模型 总被引:3,自引:0,他引:3
本文介绍了压水堆核电厂蒸汽发生器的一维均相流瞬态分析模型。基于该模型开发的程序计算结果与法国BUGEY4蒸汽发生器上的试验结果及ATHOS程序的计算结果较好符合,该模型可用于分析压堆核电厂U型管自然循环式蒸汽发生器的热工水力瞬态过程。 相似文献
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通过对直流蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的分析,可看出RELAP5瞬态分析程序能较好地模拟一体化反应堆在SGTR事故后的事件响应序列及主要热工水力现象,例如环路的不对称效应、主回路的自然循环等。一体化反应堆在发生SGTR事故后,可通过一系列安全与保护系统的动作得到有效缓解,并最终能应用非能动余热排出系统(PRHRS)的自然循环导出堆芯余热,使反应堆处于安全状态。同时,受事故影响蒸汽发生器压力在PRHRS投入运行后会快速升高,最终与一回路压力相平衡,此后,破口处的泄漏也会终止。此外,本文还研究了破口处临界流量及其积分流量结果不确定性的影响因素,其中主要考虑了采用不同的临界流模型和破口建模方式等两个方面。 相似文献
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流体弹性失稳是蒸汽发生器内最严重的传热管流致振动机理,一旦发生就会使传热管发生大幅振动并快速失效。流体弹性失稳可能在U形传热管束的面内及面外两个方向发生,为研究面内及面外流体弹性失稳发生的先后顺序,通过将蒸汽发生器U形传热管防振条支撑假设为单向简支,即仅在传热管面外方向对U形管进行约束,建立了完整的U形管模型;计算了弯曲半径及防振条支撑数量对U形管面内外固有频率的影响,基于成熟的流体弹性失稳经验模型,得到了面内流体弹性失稳先于面外方向发生的条件。结果表明,对弯曲半径在0.5 m-1.75 m范围内的U形传热管,当其弯管段支撑点超过4 h,面内流体弹性失稳将先于面外方向发生。 相似文献