核一级承压设备分析法设计软件系统研究

根据实际工程中多年积累的核级承压设备力学分析、研究和核电厂的运行经验,结合实际的有限元分析软件,对前期的力学分析和评定工作进行方法上的归纳总结和分析推广,初步实现设计分析一体化,以求在今后新的核电厂核级承压设备的设计分析,比如百万级核电站的设计中,通过该软件系统,将多年积累的大量实际工程经验体现到新的工程设计中去,以提高设计分析的效率,缩短核级压力设备设计和建设周期.     

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。     

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。     

核电厂主设备在地震加失水事故下的结构反应分析研究

核电厂主设备是核电厂的关键设备.对反应堆堆内构件、控制棒驱动系统、燃料组件和蒸汽发生器传热管等设备进行地震加失水事故联合作用下详细的动力分析与评定,是核电厂设计规范和安全审查的要求.上海核工程研究设计院在主设备的地震加失水事故下反应分析和试验研究的基础上,将主设备作为一个总体进行分析,从而形成一个完整的分析和评定系统.该研究成果已应用于秦山、PC两座核电厂的设计分析和安全评审中,对我国自主开展百万级先进压水堆核电厂主设备在地震加失水事故下的设计和安全分析具有良好的推广和应用前景.     

核容器的结构完整性力学分析与现场测试研究

为了对反应堆压力容器(RPV)确保结构完整性的综合性能作完整的力学分析,在对法规系统、载荷系统和分析软件系统进行剖析的基础上,建立完整性概念,形成逻辑完整的总体指导思想,并对三种存在不确定性的载荷作实测考虑。简述了秦山核电站1号堆RPV的设计分析与安全分析的结果,从力学上论述了其结构的完整性。现场实测取得的实证,表明软件系统所给出的限值与评定是正确而合宜的。现场实测给出了容器的重要技术     

反应堆压力容器金属O形环密封性能研究

采用MSC .Marc软件 ,对反应堆压力容器双道金属O形密封环进行弹塑性大应变接触分析 ,给出在不同压紧量下的回弹量 ,并与试验结果进行比较。     

反应堆控制棒在事故工况下的落棒时间分析

反应堆控制棒在事故工况下的落棒时间分析方法,主要是建立驱动线上各部件在外力作用下的强迫振动方程和控制棒在垂直方向上的落棒运动方程。通过考虑落棒过程中控制棒与外侧部件之间的碰撞效应,将上述两个方程联系起来,用有限差分法对振动方程作离     

秦山核电厂反应堆压力容器水压试验应变测量与分析

对秦山核电厂反应堆压力容器出厂水压试验测点布置作了说明,与一回路系统水压试验位移测量的主要结果作了分析对比,给出了实测载荷与主螺栓测试数据,讨论了表征密封性能的法兰转动,认为出厂水压试验此项结果有错.     

美国核电厂GALL报告解读

GALL报告是美国NRC颁布的用于指导审查核电厂执照更新申请的技术文件,它采用表单化形式,从具体的构筑物与部件层面出发,详细记录了材料、环境、老化效应与机理、老化管理大纲间逐一对应的关系。基于文献调研与分析,从开发背景、发展历史、内容框架、应用情况等方面介绍了GALL报告的基本信息,应是我国对该文件的首次全面解读,对我国建立核电厂老化管理大纲及有关核电厂延寿的核安全监管法规具有重要参考价值。     

压水堆堆内构件老化评估方法及其应用

本文介绍了压水堆堆内构件老化分析评定方法。该方法通过建立老化机理筛选准则、初步分类、堆内构件的故障模式、影响及危害分析(FMECA)以及识别主要潜在老化部件等步骤,最终完成堆内构件老化程度的评估。老化评估结果为堆内构件的老化管理奠定基础。该老化评估方法已首次成功应用于秦山CNP320机组和CNP650机组堆内构件的老化评估。