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核电设备和部件的动态特性包括其固有频率和相应模态。对于动态特性受支承条件影响的核电设备,将之简化为带接地弹簧的质量一弹簧系统.并分析接地弹簧刚度的变化对该系统动态特性的影响。在此基础上,从带罚数的有限元配点法出发,推导接地弹簧的有限元等价形式,证明接地弹簧刚度与罚数的等价性,并由此等价性,阐明支承条件在施加设备边界条件过程中所起的作用。 相似文献
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美国机械工程师协会(ASME)锅炉与压力容器规范(简称ASME BPV规范)第Ⅲ卷第1册NB分卷的分析法设计(NB-3200)为核承压部件的设计分析提供了评定准则。首先对核承压部件的失效模式、分析法设计的特点和概貌作了介绍;然后,针对NB-3200中的若干分析设计准则,给出了相应的技术背景,具体涉及安定与棘轮(NB-3222.2)、热应力棘轮(NB-3222.5)、简化弹塑性分析(NB-3228.3)、泊松比修正(NB-3227.6)和疲劳(NB-3222.4)。本文旨在通过对规范条款的剖析,以期帮助使用者更好地理解规范,进而做到对规范的合理使用。 相似文献
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美国核管会(NRC)在其管理导则RG 1.207中明确要求新建轻水堆核电厂设计中须考虑环境影响疲劳(Environmental Assisted Fatigue,EAF)问题。目前,我国新建核电厂在部件疲劳评价时尚未考虑EAF的影响。对环境影响疲劳的发展概况、疲劳裂纹和疲劳寿命的定义、ASME 设计疲劳曲线、现有ASME疲劳设计方法的保守性、美国环境影响疲劳设计方法等方面作了探讨,同时根据NUREG/CR 6909中Fen表达式,给出了典型材料在温度、溶解氧浓度和硫含量确定的情况下,Fen与应变速率的关系曲线。通过对以上相关问题的归纳和总结,以期加深业界对核电厂环境影响疲劳问题和现有ASME疲劳设计方法的认识。 相似文献
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完成了恰西玛核电站(CHASNUPP)蒸汽发生器下部模拟体的地震响应分析和试验。下部模拟体由管板、441根U形棒(模拟U形管)、9根拉杆、管束套筒、下筒体以及下筒体和管束套筒间的一些定位螺栓所组成。分析和试验数据表明蒸汽发生器下部模拟体的刚性比纯管束模拟体大,下部模拟体在地震条件下以系统运动的形式出现。另外,下部模拟体的固有基频高于管束而低于下筒体的对应值,整体频率分量占绝对优势而局部频率分量不明显。试验数据和有限元的分析结果符合得很好,验证了数学模型的有效性。 相似文献
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在AP1000反应堆系统中,很多设备具有承压的功能,其密封性能直接关系到系统能否正常运行,因而密封失效是较之弹塑性失效、疲劳失效等更为基本的失效形式。在ASME规范中采用的密封结构设计方法是华脱尔斯法,此方法采用了一些保守的经验和假设,无法对密封结构处的变形和应力进行细致的计算。本文采用ANSYS有限元分析软件对核承压设备典型的密封结构进行了建模计算,提出了在有限元模型中螺栓预紧力和垫片的等效处理方法,能够对密封结构处垫片的回弹量、法兰的变形及应力分布进行预测。模型分析了采用华脱尔斯法进行密封设计时的设计余量,得到了垫片回弹量与设备内压之间的关系,对于核级承压设备密封结构的设计具有一定的借鉴意义。 相似文献
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