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核电厂严重事故下,管道与设备将经历极端高温、高压的情况,快速卸压管道作为严重事故下卸压的唯一途径,保证其流道畅通性至关重要,为此,开展“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道畅通性研究。对严重事故下快速卸压管道和稳压器进行传热分析,得到了管道和稳压器的温度变化情况。采用弹性分析的方法模拟了快速卸压管道在严重事故下的变形过程,得到了温度与变形的关系。建立三维模型,引入材料非线性,开展了快速卸压管道弹簧支架和阻尼器位置模拟研究,获取了严重事故下管道弹簧支架与阻尼器所处的状态。针对温度高于450℃的情况,分析了高温蠕变对管道完整性的影响。选取快速卸压管道上变形最大的10个位置开展了管道截面剩余面积研究,得到了严重事故下快速卸压管道最小剩余面积比以及管道最小流通面积。研究结果表明,“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道仍然能保证畅通性,“华龙一号”快速卸压管道能保证反应堆堆芯不会发生熔化。 相似文献
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巨大的海上风暴会使海上浮动核电站产生剧烈的摇摆,在对海上浮动核电站核反应堆管道系统进行力学分析时,必须考虑摇摆载荷。采用载荷系数法,在专用管道计算分析软件PIPESTRESS上,取虚拟节点的载荷系数,计算出了在摇摆作用下管道所承受的载荷;同时,采用ANSYS软件的谐响应分析功能,计算出了在摇摆作用下管道系统的稳态响应,并对载荷系数法计算出来的弯矩和谐响应法计算出来的弯矩进行了对比分析。分析结果表明,载荷系数法计算出来的结果具有较大的保守性。对于管道应力超出限值的节点,通过用该节点处实际坐标的载荷系数,重新计算该节点的摇摆载荷,可以降低不少保守性。 相似文献
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由于流-固耦合计算规模十分庞大,很少在工程中应用.本文采用势流体函数理论,将流-固耦合特征值方程的耦合项通过势函数联系,流体流动的非线性连续性方程可简化为线性椭圆方程,大大地缩减了流-固耦合计算的规模.通过实际的算例验证表明,采用基于势流体的流-固耦合方法求解贮液容器动力问题是十分高效的,适合在核反应堆工程中推广运用. 相似文献
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对全新布置的高能管道系统进行力学分析时,初始布置管道的力学分析结果往往不能满足规范和相关规定的要求,需对管道系统的布置(管道走向、支承位置和功能)进行调整。力学分析结果满足要求后,还需确认管道布置所需的空间是否可行,为得到相对合理的管道布置方案,需反复进行调整和协调。介绍一种尽可能减少管道调整和协调次数的优化分析方法,并以实例介绍该方法的应用过程。通过对实例的力学分析,详细讲述高能管道的力学分析过程、特殊应力指数的计算方法和计算结果评定。结果表明,该优化分析方法可提高管道系统布置优化的效率,是一种实用有效的方法。 相似文献
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核电站反应堆冷却剂系统地震分析是核电设计中一项十分重要的工作.主管道布置对系统的抗震性能有一定影响,本工作利用数值计算方法对该问题进行初步研究分析,得到了对实际工程有参考意义的结论. 相似文献
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软垫层末端应力奇异性数值模拟 总被引:1,自引:0,他引:1
本文采用非线性有限元中的接触模型,以龙滩水电站坝内压力钢管某设计方案为例,通过平面有限元数值模拟,全面分析设置软垫层后钢衬及混凝土的受力性态,研究软垫层末梢应力集中问题以及软垫层渐变段坡比、接触界面摩擦状态对混凝土环向局部应力峰值的影响。数值仿真结果表明:钢衬.混凝土接触界面存在的摩擦力对混凝土环向拉应力分布和峰值影响明显,较低的摩擦系数使界面接触压力分布趋于均匀,同时减少混凝土环向拉应力峰值。由于钢衬在软垫层末梢附近区域不能满足完全径向变形协调,钢衬.混凝土接触界面将出现局部微小张开区,形成软垫层末端应力奇异性;钢衬应力峰值应包括内水压力产生的膜应力与局部非协调变形产生的弯曲应力的叠加效应,设计恰当的软垫层渐变段坡比是减少钢衬和混凝土应力峰值的工程措施。 相似文献