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。     

超临界水冷堆堆内构件密封研究

为实现中国超临界水冷堆(CSR1000)双流程设计方案,反应堆内部需要设置多处密封结构。鉴于电厂压水堆及其他行业在密封结构上的使用经验,"O"形环、"C"形环用于CSR1000堆内构件密封设计是可行的,通过有限元软件ANSYS模拟密封环的受载情况,并对压缩量及回弹量等关键参数进行计算分析。     

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。     

反应堆压力容器法兰面沟槽尺寸参数对其金属O形环密封性能的影响

基于二维轴对称非线性弹塑性模型,对反应堆压力容器(RPV)用Inconel 718合金O形环进行了有限元分析,在试验验证的基础上探讨了筒体法兰面安装沟槽深度、沟槽间隙等关键参数对密封性能的影响。结果表明：镀银层对O形环的变形行为无实质影响,在进行有限元分析时可忽略镀银层;沟槽深度和沟槽间隙是影响O形环密封性能的关键参数,所涉及的RPV用金属O形环的最佳有效沟槽深度在(11±0.25) mm范围内、沟槽间隙取0.6 mm左右为宜。此外,O形环的安装和制造要求均极为苛刻,为保证O形环与沟槽间距的均匀性应严格控制好制造和安装等工序尺寸参数,从而提高密封性能。     

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。     

10MW高温气冷堆压力容器主法兰结构的有限元接触分析

10MW高温气冷堆（HTR－10）压力容器主法兰是HTR－10的关键结构部件,对HTR－10的正常运行起着重要作用。HTR－10压力容器主法兰采用主螺栓进行联接,采用一道金属“O”形环和一道“Ω”环进行密封。该研究课题对此主法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预紧以及加压过程中主法兰的应力和位移情况。计算采用二维轴对称结构模型和MSC MARC2000有限元程序。结果表明,无论是预紧状态还是设计压力状态。HTR－10主法兰能满足强度要求,“O”形环和“Ω”环也都有满足密封要求。     

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.     

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.     

金属“O”环强度可靠性的概率有限元分析

金属"O"环作为安全阀的静密封元件,要求具备极高的密封可靠性。论文基于ANSYS软件,采用弹塑性接触分析法建立了金属"O"环的有限元模型,分析了设计工况下"O"环的变形以及应力分布。以此为基础,利用ANSYS的结构可靠性分析模块PDS,对"O"环进行了强度可靠性的概率有限元分析计算。结果表明:循环模拟2000次可以足够满足精度要求;材料强度极限是最重要的随机输入变量,减小其分散程度,可提高"O"环密封结构的可靠性。     

主泵机械密封返修处理与优化

某百万千瓦级核电站1号机组主泵机械密封在系统热态调试过程中,发现第一级机械密封侧O形圈附近区域,瞬态温度监测超过内部O形圈最高允许工作温度,为避免O形圈过热导致老化加剧而影响主泵长期运行可靠性和安全性,根据主泵总设计方意见现场对该机械密封实施解体并更换新O形圈。文章对主泵机械密封结构、功能进行介绍和分析,并重点对机械密封解体检查、处理和全部重新组装过程管理进行阐述,以全面质量管理对全部管理过程进行优化分析,保证了主泵机械密封解体、处理和复装全部工作保质、高效完成,为主泵日后大修机械密封检查工作及主泵日后现场处理提供了工程参考。     

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。     

1080 MW核电厂主泵轴封浮动O圈失效试验研究及优化

国内某1080 MW核电厂机组在第103大修中发现,核电厂反应堆冷却剂主泵（简称主泵）流体动压轴封性能在运行周期末退化,且3台主泵均有此共性问题。监测数据反映低压泄漏高于正常水平,3#密封腔压力下降了15%。为了找出该共性问题的原因,建立了一套完整的试验装置。通过设计多种几何维度的三级静环组件浮动O圈,提高三级密封静环组件的追随性。对浮动副密封的摩擦力进行了交叉测量。三级静环导环增加涂覆并开展了摩擦力测试和耐久试验。结果表明,原始设计的浮动副密封摩擦力大于300 N,更新设计后摩擦力减小到低于100 N,主泵轴封泄漏量降低了11.7%;之后,开展了总共500 h的耐久试验,记录了试验前后密封性能数据和3#静环导环表面粗糙度值的变化。试验数据表明,优化后的浮动副密封设计可以提高RCP轴封可靠性。      

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。      

VELAN气动阀典型故障分析及处理措施研究

某核电厂工程安装调试期间，VELAN气动阀出现阀瓣开裂和气动头漏气的典型故障。经分析可知阀瓣开裂的根本原因为阀瓣制造过程中存在焊接质量缺陷，导致脆性增高，加之阀门在使用过程中受到过载应力作用，发生脆性开裂。处理措施为更换阀瓣组件和填料，并进行密封性试验。气动头漏气根本原因为O环尺寸存在偏差，压缩量不足导致漏气，处理措施为增大气动杆中心螺母力矩，进行力矩紧固，紧固完成后再次进行密封试验，或测量补偿环的厚度以及O环尺寸并进行处理，如更换补偿环或O环。通过以上措施，VELAN气动阀典型故障得到有效处理，对后续类似问题的分析及处理提供了参考和借鉴。      

核压力容器密封环弹塑性大变形有限元分析

从R.Hill的增量虚功率原理和大变形弹塑性本构方程出发,考虑材料的物理和几何双重非线性及热效应,采用Euler描述法导出了平面及轴对称问题的热弹塑性大变形有限元列式。编制了包括自动生成网格,自动修改边界条件的瞬态热耦合弹塑性大变形有限元分析程序系统ATLEPD。最后用该程序系统模拟了某核容器模型O形环的大变形过程,描述了O形环的应力、应变变化情况,接触比压变化情况,网格变形情况及回弹量等,并且与计算值作了比较二者吻合良好。     

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。     

船用核动力装置止回阀的流固热耦合研究

针对船用核动力装置中止回阀的泄漏问题，利用流固热耦合仿真方法研究了温度快速变化对止回阀的影响，结果表明:止回阀的等效应力和变形量随温度的降低而降低；密封压垫和四合环最大等效应力位于阀门管道两端，最大变形量位于阀门前后部位；密封压垫的最大变形量和收缩率都比四合环大；由于高温高压的作用，密封压垫与阀盖之间产生了明显的间隙，易发生泄漏，且该间隙随温度的降低而扩大，可能加剧泄漏。      

某核主泵机械密封低压泄漏率高根本原因分析

某核主泵机械密封发生多次低压泄漏率高事件,严重影响主泵安全稳定运行,通过机械密封解体检查,发现这多起机械密封故障是共模故障。本文对机械密封低压泄漏率高典型事件进行了根本原因分析并提出了机械密封改进建议,对机械密封静环导套进行修复,主系统泄漏量下降近一半,取得了良好效果。     

压力容器密封面交叉网纹式研磨技术研究

文章结合反应堆压力容器密封面双"O"形密封环密封的特点,从研磨机理出发,分析了影响研磨的各种因素,提出了密封面交叉网纹式研磨方法,从研磨效率和网纹密封特点两方面论述了交叉网纹研磨的优点。针对压力容器密封面,提出了研磨装置方案,并开展了相关试验,验证了交叉网纹式研磨的可实施性。实践证明,交叉网纹式研磨技术可在核电厂、研究堆等压力容器密封面的研磨修理中推广应用。