浅议日本核电站隔震技术的研究和应用

隔震在民用建筑领域的应用越来越多,是减震抗灾的有效手段之一。中国核电站的厂址加速度比国外某些核电站的厂址加速度大,对于引进的核电站需要降低其地震响应。日本的地震活动比较活跃,在隔震方面的研究和应用比较多。日本在多年研究的基础上,选择了两种快堆核电站的三维隔震装置,制作缩比例模型完成振动台试验。试验结果表明两种隔震装置均适用于快堆核电站。     

锥形双螺杆磨损机理及抗磨技术

本文对锥形双螺杆的磨损机理进行了分析，指出了用于加工木塑复合材料的锥形双螺杆的主要磨损机理是机械疲劳磨损，而螺杆的腐蚀磨损加速了螺杆的机械疲劳磨损。同时，介绍了国内外螺杆的抗磨技术及其在锥形双螺杆中的应用，如合理选材、表面强化、渗氮、喷丸得理和金属镀层等。     

轻水堆冷却剂环境对核一级部件疲劳寿命影响的分析与评价方法

反应堆压力边界的核一级部件在设计中要求进行疲劳分析。当前国际上的研究结果表明,目前分析中使用的规范疲劳设计曲线在考虑冷却剂环境条件下并不保守,并引起了各国核电监管机构对此的广泛关注。文中介绍了各主要核电国家对冷却剂环境疲劳的研究情况,讨论了NRC关于冷却剂环境的疲劳分析方法以及ASME规范的后续进展。针对考虑环境疲劳后可能带来的一系列问题,提出了建议的解决方法。     

Ω形膨胀节及U形膨胀节强度和刚度的比较

膨胀节是为补偿因温度差与机械振动引起的附加应力而设置在容器壳体或管道上的一种挠性结构。应用轴对称单元建立相似几何参数的Ω形膨胀节和U形膨胀节的有限元模型,将上述两种膨胀节在內压载荷和轴向载荷作用下的强度和在轴向载荷作用下的刚度进行分析对比,发现按照JB4732-95标准,在承受內压时两种膨胀节的应力强度最大值均出现在倒圆角与筒体直边段相连处,Ω形膨胀节承受內压的能力稍大于U形膨胀节;而在承受轴向载荷时两种膨胀节的最大应力强度都出现在波峰中部,U形膨胀节承受轴向力的能力大于Ω形膨胀节;在同样的轴向力作用下Ω形膨胀节的轴向补偿量更大;而在满足强度要求的条件下U形膨胀节能达到的总的轴向补偿量更大。     

核电厂辅助给水系统水箱抗震分析研究

本文针对成熟M310堆型核电厂储液容器辅助给水系统(ASG)水箱,根据ASCE 4—98,采用基于壳模型的有限元法以及两种不同的地震输入,完成了抗震分析,并依据RCC-M规范J篇进行了地震屈曲评价。结果表明,ASG水箱原设计存在一定的地震屈曲风险。在此基础上本文对ASG水箱的结构设计分析给出了建议。     

田湾核电站反应堆压力容器承压热冲击分析

反应堆压力容器(RPV)是核反应堆中不可替换的关键设备。田湾核电站在役前检查阶段,发现反应堆压力容器2#焊缝存在超标缺陷,2#焊缝处于堆芯筒体段,属强辐照区。为评价该缺陷的可接受性,采用有限元方法对反应堆压力容器2#焊缝进行了承压热冲击分析,在分析中考虑了小破口失水事故和安全阀误开启这两种最严酷工况。计算结果表明:有限元分析的结果与外国专家推荐方法的计算结果基本吻合,且田湾核电站反应堆压力容器2#焊缝寿期末的脆性转变温度小于最低容许脆性转变温度,能满足防脆断的设计要求。     

核电厂设备可靠性指标的研究

本文以美国的设备可靠性指标(简称ERI)为例说明了核电厂如何建立设备可靠性指标,以及如何应用这些指标对电厂状态进行监督。这些指标包括了"超前"指标和"滞后"指标,通过设备可靠性指标可以全面衡量电厂管理与设备运行和维护的状态。核电厂营运单位以及核安全监管当局可以通过这些指标分析电厂当前的性能状态以及电厂的状态趋势,在设备性能下降前找出电厂管理和设备维护的薄弱环节并采取针对性的纠正措施,从而进一步提高电厂的安全运行水平。设备可靠性指标在美国和加拿大已经得到了普遍的应用并且取得了一定效果,因此为了加强国内电厂的设备管理水平很有必要加以引进和推广应用并在此基础上对具体实施提出了相关意见和建议。     

安全壳喷淋泵的模态分析与试验验证

利用ANSYS有限元程序对安全壳喷淋泵进行模态分析,获得该结构的自振频率和振型;对安全壳喷淋泵进行动力特性测试并与分析结构进行比较。结果表明:理论计算的自振频率和振型与试验结果吻合较好,验证了该模型的有效性。     

电动辅助给水泵抗震分析

论文对核电厂用电动辅助给水泵进行了抗震分析。提出一种新的研究转子转动动力学特性的刚度模型,并将该模型运用在有限元的计算中,从而对转子在极端地震工况下运行情况来进行仿真。该刚度模型主要围绕多级泵密封间隙之间存在粘性液体时产生的额外刚度支撑来进行讨论,引入了新的密封间隙刚度的计算方法,并在有限元计算中应用。     

确定性设计、可靠性设计和稳健性设计

本文以压力容器抗脆断设计为例,阐明了确定性设计、可靠性设计和基于可靠性的稳健性设计的基本概念和求解思路.