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。     

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。     

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。     

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容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立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。     

混合慢化剂压水堆的核设计

混合（型）慢化剂压水堆（ＭＰＷＲ）与压水堆（ＰＷＥＲ）一样基本上使用相同的硬件，只是对慢化剂加以了改变。通过把慢剂从轻水改变为重水或这两种水的混合物，根据铀资源的储量，钚供给和供平衡可实现更好的资源（Ｕ，Ｐｕ）利用。在本研究中，这一种４年的超长循环的ＭＰＷＲ堆芯的可行性进行了分析，以实现电站高利用率。     

核容器的应力分析系统

本文对国际上两种主要的核容器应力评价体系作了简介;对设计使用的三种类型核容器应力分析系统加以叙述,并给出框图:最后,根据国内的分析和试验工作成果,提出建立核容器应力分析系统的一些看法。     

AP系列压水堆核电厂冷态性能试验风险识别与管理

AP系列压水堆机组（如AP1000、国和一号等）相较于M310机组的冷态性能试验,在试验压力及温度、水压试验边界、试验过程安排等方面存在较大差别。本文结合三门、海阳AP1000的冷试准备和经验反馈及国和一号沙盘推演的成果,梳理和分析AP系列压水堆冷试准备及实施风险、应对措施,为后续AP系列压水堆冷试准备及实施的安全、质量和进度管理提供参考。     

压水堆核电厂的核清洁工作介绍

核清洁是保障核电厂安全、高效运行的基础。本文阐述了核清洁工作的技术要求、管理方法和实施步骤，并对未来的工作提出建议。     

国内压水堆核电厂安全壳喷淋试验的比较分析

以秦山第二核电厂1、2号机组和田湾核电厂1、2号机组为例,对国内已运行的压水堆核电厂在调试阶段进行安全壳喷淋试验时所采用的两种方式进行了比较分析,总结出两种喷淋试验方法各自的优缺点,可为国内新建核电机组的安全壳喷淋系统的调试试验提供借鉴。     

自主化1000MW级压水堆核电站核蒸汽供应系统概念设计

本文简介介绍了我国百万千瓦级压水堆核电站（ＣＮＰ１０００）核蒸汽供应系统的概念设计,主要内容为主要技术参数、堆芯设计、反应堆冷却剂主回路系统及其主要设备设计、安注系统、辅助给水系统和数字化仪表与控制系统设计。     

核容器法兰密封系统密封性能数值分析

一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新方法，编制了完整的瞬态密封分析程序系统。并已成功地用于工程实际问题的分析，和实验结果吻合良好。     

压水堆核电厂控制系统仿真研究

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。     

压水堆核电厂堆内构件结构材料优化选择

堆内构件是反应堆内部的关键设备,属安全相关级。由于长期工作在高温、高压和高辐照的环境条件,对堆内构件材料的要求较高。结合不同国家堆内构件常用牌号的几种不锈钢材料,分析了它们的耐腐蚀性能、焊接性以及辐照性能等,从而给出了推荐的材料选择。     

压水堆核电站的用钢量及要求

文中简要介绍了西德压水堆核电站机械设备的分级,用钢量及要求。     

大功率先进压水堆压力容器外部冷却能力研究

目前压力容器外部冷却（ERVC）作为严重事故管理策略中压力容器内熔融物滞留（IVR）的一部分已得到了广泛应用。本文采用RELAP5系统安全分析程序定性研究一些流动参数和边界条件（如进出口面积、冷却水的入口温度、下封头处的加热功率、下封头处流道的间隙尺寸及注水高度等）对大功率先进压水堆压力容器外部冷却的自然循环能力产生的效应,它为结构的设计和系统的瞬态响应行为提供了一定的分析依据。     

秦山核电厂300MW压水堆压力壳设计

本文从反应堆压力壳的功能和要求出发,介绍了设计参数和规范、结构设计、设计特点、应力分析和质量保证等方面的内容。     

关于PWR及CANDU堆先进燃料管理策略的研究

阐述开展先进燃料管理策略研究的必要性与紧迫性。对我国秦山核电厂的燃料管理策略的改进进行了初步探讨,包括提高富集度延长循环长度、增大平均卸料燃耗、应用先进可靠毒物和低泄漏优化换料、改进燃料组件设计和适当提高功率等,并对可能取得的重大经济效益进行了讨论。提出研究ＰＷＲ的乏燃料在ＣＮＡＤＵ堆中应用及形成ＰＷＲ／ＣＡＮＤＵ联合燃料循环的可行性,以提高燃耗深度,增加能量输出,降低发电成本。