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核电一体化接管建模与分析
1
作者 唐奕辰 谢罗峰 《南方农机》 2026年第6期122-126,共5页
【目的】解决现有建模方法存在流动压降计算偏差及优化不足的问题,优化核电一体化接管的流阻特性。【方法】基于计算流体动力学(CFD)方法,构建高精度流道几何模型,采用Realizable k-ε湍流模型和SIMPLE算法,模拟氦气与氙气混合工质在高... 【目的】解决现有建模方法存在流动压降计算偏差及优化不足的问题,优化核电一体化接管的流阻特性。【方法】基于计算流体动力学(CFD)方法,构建高精度流道几何模型,采用Realizable k-ε湍流模型和SIMPLE算法,模拟氦气与氙气混合工质在高温高压工况下的流动状态,并通过多面体网格划分与无关性验证确保计算精度。【结果】1)模型进出口总压降为20570 Pa,内管弯头处因流动方向突变产生局部高压,是内管压降的主要来源;2)外管与内管交接区域压力集中,且入口竖直段因流道截面急剧变化形成大范围漩涡,导致速度分布不均(扩张管区域速度接近1 m/s),造成能量显著损失,成为外管压降的关键因素。【结论】通过减少弯头数量、增大转弯半径及优化外管结构,可有效改善流阻性能。本研究可为一体化接管的水力性能优化与经济性提升提供参考。 展开更多
关键词 接管设计 数值模拟 流阻特性
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核反应堆辐照样品水下转运工艺研究与实践
2
作者 李高超 《设备管理与维修》 2026年第5期113-115,共3页
B-428型核反应堆压力容器辐照样品安装在压力容器内壁,定期将辐照样品取出并开展相关试验可实现对机组核反应堆压力容器金属母材机械性能的监测。活化的辐照样品取出过程涉及设备水下精确定位、高可靠性远距离脱连扣、高放样品水下屏蔽... B-428型核反应堆压力容器辐照样品安装在压力容器内壁,定期将辐照样品取出并开展相关试验可实现对机组核反应堆压力容器金属母材机械性能的监测。活化的辐照样品取出过程涉及设备水下精确定位、高可靠性远距离脱连扣、高放样品水下屏蔽等作业,作业位置敏感,操作风险高。设计高可靠性的辐照样品转运工艺与装置,并提出辐照样品卡涩情况下的样品转运方法,确保辐照样品水下转运工作的安全开展。 展开更多
关键词 核反应堆压力容器辐照样品抽取 高放样品水下转运 远程定位
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核电厂反应堆压力容器自主规范体系对比与工程应用分析
3
作者 苗桦林 《中国设备工程》 2026年第3期117-119,共3页
规范体系的选用直接影响核电厂设备的设计、制造以及工程的顺利推进,RCC-M和ASME BPVC是当前具有代表性的规范体系。RPV作为核电厂关键承压设备,安全等级高、制造难度大,以RPV为例对国内自主标准体系GB/T 16702与前述规范的对比分析显示... 规范体系的选用直接影响核电厂设备的设计、制造以及工程的顺利推进,RCC-M和ASME BPVC是当前具有代表性的规范体系。RPV作为核电厂关键承压设备,安全等级高、制造难度大,以RPV为例对国内自主标准体系GB/T 16702与前述规范的对比分析显示,RCC-M在安全裕度和过程控制方面要求较为严格,ASME规范在工程实施标准化和可操作性方面具有优势,GB/T 16702属于总体性规范,且在制定过程中吸收了另外两类规范体系的优势以及国内核电工程实践经验,通过与NB/T等配套标准协同应用,可有效实现对关键设备的工程控制。研究结果可为RPV工程设计、制造全面选用自主规范体系提供参考。 展开更多
关键词 核电设备 RPV 自主规范体系 工程应用
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核电厂厚壁承压管道异种钢焊缝的焊接残余应力数值仿真研究 被引量：1
4
作者 陈明亚 余伟炜 +4 位作者 韩姚磊 林磊 彭群家 史芳杰 赵万祥 《机械强度》 北大核心 2025年第8期59-65,共7页
压水堆核电厂反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)、蒸汽发生器(Steam Generator,SG)、主泵等大型碳钢设备的容器管嘴与奥氏体钢管道通过异种钢焊缝(Dissimilar Metal Weld,DMW)相连接。厚壁DMW存在材料不均和较为复杂的焊接... 压水堆核电厂反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)、蒸汽发生器(Steam Generator,SG)、主泵等大型碳钢设备的容器管嘴与奥氏体钢管道通过异种钢焊缝(Dissimilar Metal Weld,DMW)相连接。厚壁DMW存在材料不均和较为复杂的焊接残余应力(Weld Residual Stress,WRS),容易导致疲劳或应力腐蚀裂纹的产生。首先,调研了国际上经测量和数值分析获得的核电厂DMW的WRS情况;其次,基于一种单元体的体积均匀加热的WRS快速仿真方法,获取了一回路热管段(RPV出口至SG进口之间的连接管段,其为一回路压力边界中运行参数最高的管段)DMW的WRS。数值仿真分析的结果与美国推荐的拟合包络曲线趋势一致,且整体上可以被美国推荐的拟合曲线包络,说明所述的WRS快速仿真方法是可行的。厚壁DMW的WRS数值较大,但在管道内、外表面位置处的应力值比美国的推荐值保守,表明在实际结构分析中可以获得更多的安全裕度。 展开更多
关键词 压水堆 异种钢焊缝 焊接残余应力 数值分析
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Ⅳ型压力容器内衬尺寸设计与非线性屈曲分析
5
作者 刘元朋 朱隆鑫 +3 位作者 曾光 王正鹤 陈坤 戈美馨 《郑州航空工业管理学院学报》 2025年第3期80-87,共8页
为预测Ⅳ型压力容器内衬临界载荷、探求其屈曲规律,基于理论分析和有限元仿真,提出一种Ⅳ型压力容器内衬尺寸的设计及检验方法。首先,给出Ⅳ型压力容器内衬的基本参数;其次,通过MATLAB建立内衬长度、直径和芯模转角的关系模型;再次,确... 为预测Ⅳ型压力容器内衬临界载荷、探求其屈曲规律,基于理论分析和有限元仿真,提出一种Ⅳ型压力容器内衬尺寸的设计及检验方法。首先,给出Ⅳ型压力容器内衬的基本参数;其次,通过MATLAB建立内衬长度、直径和芯模转角的关系模型;再次,确定系列内衬的尺寸参数;最后,基于有限元法对内衬模型进行特征值屈曲和非线性屈曲分析。结果表明,内衬的特征值屈曲临界载荷和非线性屈曲临界载荷随着长径比的增加总体呈下降趋势,初始缺陷的引入会显著降低内衬的临界载荷,内衬一阶屈曲模态的波纹数会随着长径比的增加而减少。 展开更多
关键词 压力容器 非线性屈曲 临界载荷 数值分析
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反应堆压力容器表面超音速火焰喷涂铁基非晶合金试验研究
6
作者 张尚林 叶宗豪 +5 位作者 赵磊 邱天 杨立才 于天达 杨敏 钱锦远 《化工机械》 2025年第1期24-35,共12页
为保证反应堆压力容器的传热性能,未对其进行任何表面处理,这导致安装及使用过程中反应堆压力容器表面出现了腐蚀问题。针对该问题,确定了所选用的表面处理技术为超音速火焰喷涂,所用材料为铁基非晶合金。针对所制备的铁基非晶合金涂层... 为保证反应堆压力容器的传热性能,未对其进行任何表面处理,这导致安装及使用过程中反应堆压力容器表面出现了腐蚀问题。针对该问题,确定了所选用的表面处理技术为超音速火焰喷涂,所用材料为铁基非晶合金。针对所制备的铁基非晶合金涂层进行了孔隙率、厚度、涂层结合强度、热冲击、电化学腐蚀试验、盐雾试验、热导率及拉伸等测试。从表面结构、结合能力、耐蚀性能、对基材性能影响4个方面探究了涂层与表面处理技术在核电领域的适用性,结果表明,涂层与基材结合能力较好,且带涂层的封孔样可在不影响基材传热性能的情况下有效提升基材的耐蚀性能。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 铁基非晶合金涂层 传热性能 耐蚀性能 超音速火焰喷涂
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EPR压力容器顶盖专用水压密封工装设计及计算分析 被引量：1
7
作者 徐蓉辉 熊跃兴 +2 位作者 江国焱 王爱丽 易飞 《现代制造技术与装备》 2025年第2期55-58,共4页
为了完成进化动力反应堆(Evolutionary Power Reactor,EPR)压力容器单体顶盖的水压密封试验,设计一套专用的水压密封工装。介绍该工装的设计要求、结构特性和材料选用,并应用ABAQUS软件对关键部件在水压工况下的应力进行校核计算。实际... 为了完成进化动力反应堆(Evolutionary Power Reactor,EPR)压力容器单体顶盖的水压密封试验,设计一套专用的水压密封工装。介绍该工装的设计要求、结构特性和材料选用,并应用ABAQUS软件对关键部件在水压工况下的应力进行校核计算。实际应用结果表明,该密封工装的性能能够满足水压试验设计要求。 展开更多
关键词 密封工装 水压试验 压力容器顶盖 进化动力反应堆(EPR)
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基于超声检测技术的压力容器泄漏检测方法与试验研究 被引量：1
8
作者 丁洪涛 《机械管理开发》 2025年第1期12-15,共4页
无损评价是生产线上保证产品质量的重要环节,通过对利用超声波进行泄漏检测的两种方法进行了对比研究。实验的目的是评估基于超声波的泄漏检测技术的响应,第一种方法是基于主动布置,通过分析气体泄漏产生的声学数据来检测泄漏,该数据是... 无损评价是生产线上保证产品质量的重要环节,通过对利用超声波进行泄漏检测的两种方法进行了对比研究。实验的目的是评估基于超声波的泄漏检测技术的响应,第一种方法是基于主动布置,通过分析气体泄漏产生的声学数据来检测泄漏,该数据是由超声波换能器测量的;第二种也是基于超声信号的,但它采用了一种被动的布置方式,即在容器内部放置一个超声发射器,然后检测泄漏,因为来自容器内部的流体通过不连续性将声波信号传导到外部超声检测器。通过给出了一个实际案例研究的数据,并基于真实缺陷零件的实验结果,讨论和评估了每种方法的优点和缺点。 展开更多
关键词 无损评价 超声波 检测泄漏
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超声检测技术在核电厂螺栓在役检查中的应用 被引量：3
9
作者 王韦强 马官兵 +3 位作者 汤建帮 余哲 袁书现 叶新 《核动力工程》 北大核心 2025年第3期266-270,共5页
核电厂装备中存在大量螺栓紧固件结构,螺栓长期在复杂的服役条件下可能产生缺陷,对螺栓进行有效可靠的超声检查可以保证核电厂的安全运行。本文针对无中心孔和中心孔的2种螺栓结构,选取堆内构件围板螺栓和反应堆压力容器(RPV)主螺栓作... 核电厂装备中存在大量螺栓紧固件结构,螺栓长期在复杂的服役条件下可能产生缺陷,对螺栓进行有效可靠的超声检查可以保证核电厂的安全运行。本文针对无中心孔和中心孔的2种螺栓结构,选取堆内构件围板螺栓和反应堆压力容器(RPV)主螺栓作为研究对象,对端面超声检测技术和中心孔超声检测技术进行研究,并对缺陷的判断和定量技术进行分析。在参考试块上的试验结果表明,端面超声检测技术和中心孔超声检测技术可实现对缺陷的有效检测,满足在役检查要求。 展开更多
关键词 端面超声检测 中心孔超声检测 围板螺栓 反应堆压力容器(RPV)主螺栓
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聚变发电反应堆概念设计研究 被引量：47
10
作者 吴宜灿 汪卫华 +18 位作者 刘松林 李静惊 王红艳 陈红丽 陈明亮 张士杰 黄群英 黄德所 郑善良 曾勤 胡丽琴 柏云清 章毛连 李艳芬 李春京 冯岩 宋勇 龙鹏成 FDS课题组 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2005年第1期76-85,38,共11页
在广泛分析聚变能相关领域研究发展状况和国际热核聚变实验堆(ITER)物理与技术基础上,提出了一个考虑了技术可行性的聚变发电反应堆概念(称之为FDS Ⅱ)。这个概念具有ITER参数适量外推的等离子体物理与技术水平的聚变堆芯和具有发展潜... 在广泛分析聚变能相关领域研究发展状况和国际热核聚变实验堆(ITER)物理与技术基础上,提出了一个考虑了技术可行性的聚变发电反应堆概念(称之为FDS Ⅱ)。这个概念具有ITER参数适量外推的等离子体物理与技术水平的聚变堆芯和具有发展潜力的液态锂铅氚增殖包层,在对这个概念进行中子学、热工水力学、力学、安全与环境影响和经济学等一系列计算分析的基础上,给出了初步的概念设计和进一步设计优化的共性原则。 展开更多
关键词 反应堆 设计研究 发电 国际热核聚变实验堆 等离子体物理 技术可行性 热工水力学 技术基础 发展状况 发展潜力 计算分析 环境影响 设计优化 概念设计 聚变能 液态锂 R参数 ITE 中子学 经济学 堆芯
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反应堆压力容器顶盖腔室流场分析和试验研究
11
作者 陈永超 魏行方 +2 位作者 刘言午 方健 冉小兵 《核动力工程》 北大核心 2025年第3期34-41,共8页
为探究华龙一号反应堆压力容器(RPV)顶盖腔室区域的流动特征,为在役CPR1000压水堆核电厂的热套管磨损问题和华龙一号顶盖腔室结构的优化改进提供支撑。本文采用计算流体动力学(CFD)方法对顶盖腔室区域进行数值模拟,同时开展顶盖腔室模... 为探究华龙一号反应堆压力容器(RPV)顶盖腔室区域的流动特征,为在役CPR1000压水堆核电厂的热套管磨损问题和华龙一号顶盖腔室结构的优化改进提供支撑。本文采用计算流体动力学(CFD)方法对顶盖腔室区域进行数值模拟,同时开展顶盖腔室模型水力模拟试验,获得顶盖腔室内流场分布及关键区域的水力特性参数。理论分析及试验结果表明:顶盖腔室关键区域的CFD结果和试验测得的横向流速偏差值在10%以内;正常工况下,顶盖腔室内整体流速较低,在顶盖喷嘴与内壁面附近流速较高;顶盖腔室内流体全部通过控制棒导向筒(CRGT)顶部流水孔进入上腔室,上腔室流体不会反向流入顶盖腔室,验证了华龙一号“冷顶盖”设计的有效性;顶盖腔室中心区域的热套管喇叭口附近存在漩涡且流速较外围区域更高,导致热套管承受的流体冲击更剧烈、磨损更严重。 展开更多
关键词 反应堆压力容器(RPV)顶盖腔室 计算流体动力学(CFD) 模拟试验
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核反应堆管道和压力容器的LBB分析 被引量：27
12
作者 冯西桥 何树延 董铎 《力学进展》 EI CSCD 北大核心 1998年第2期198-217,共20页
管道和压力容器的破前漏（ＬＢＢ）分析是在近二十年里发展起来的保证核反应堆结构安全性和可靠性的一种重要分析方法．本文综述了ＬＢＢ分析的国内外研究和应用现状，介绍了一些典型的ＬＢＢ分析方法以及ＬＢＢ分析过程中遇到的一些主... 管道和压力容器的破前漏（ＬＢＢ）分析是在近二十年里发展起来的保证核反应堆结构安全性和可靠性的一种重要分析方法．本文综述了ＬＢＢ分析的国内外研究和应用现状，介绍了一些典型的ＬＢＢ分析方法以及ＬＢＢ分析过程中遇到的一些主要问题，尤其是与断裂力学相关的问题，包括韧性裂纹扩展的稳定性分析、裂纹张开面积和泄漏率的计算等．ＬＢＢ问题的研究对于我国核能工业的发展具有重要的意义． 展开更多
关键词 管道 压力容器 LBB分析 核反应堆 可靠性 断裂
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10MW高温气冷堆压力容器主法兰结构的有限元接触分析 被引量：16
13
作者 左卫东 于溯源 +1 位作者 刘俊杰 何树延 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2001年第3期226-231,共6页
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兰结构进行了弹... 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兰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 MARC 2000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”环也都能满足密封要求。 展开更多
关键词 HTR-10 压力容器 主法兰 有限元法 弹塑性分析 接触应力 高温气冷堆
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低铜合金反应堆压力容器钢辐照脆化预测评估模型 被引量：16
14
作者 佟振峰 林虎 +5 位作者 宁广胜 张长义 钟巍华 乔建生 杨文 杨启法 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第B12期103-108,共6页
反应堆压力容器(RPV)材料辐照脆化预测评估对保证核反应堆安全运行、预防重大灾难性事故的发生具有重要意义。通过深入了解RPV材料辐照损伤机理和分析国外较为成熟的RPV辐照脆化预测模型,揭示了国外有关压力容器辐照脆化预测模型对低铜... 反应堆压力容器(RPV)材料辐照脆化预测评估对保证核反应堆安全运行、预防重大灾难性事故的发生具有重要意义。通过深入了解RPV材料辐照损伤机理和分析国外较为成熟的RPV辐照脆化预测模型,揭示了国外有关压力容器辐照脆化预测模型对低铜RPV辐照脆化预测的不足及其原因。在此基础上,发展和建立了适用于低铜RPV辐照脆化趋势的预测模型CIAE-2009。利用辐照性能数据对CIAE-2009模型进行了验证。结果表明,CIAE-2009对低铜含量RPV材料辐照脆化趋势预测具有较高的准确性和可靠性。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 辐照脆化 预测模型
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熔融物堆内滞留条件下压力容器变形 被引量：9
15
作者 温爽 李铁萍 +1 位作者 李聪新 高新力 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2016年第10期76-81,共6页
熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,IVR)已经成为第三代反应堆一项关键的严重事故缓解策略,而压力容器外部冷却(External Reactor Vessel Cooling,ERVC)技术则是保证IVR得以成功实施的关键。当发生堆芯熔化时,高温熔融物对压力容器(Re... 熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,IVR)已经成为第三代反应堆一项关键的严重事故缓解策略,而压力容器外部冷却(External Reactor Vessel Cooling,ERVC)技术则是保证IVR得以成功实施的关键。当发生堆芯熔化时,高温熔融物对压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)下封头的热冲击会导致RPV壁面和由其构成的外部冷却通道的形状发生变化,使局部传热恶化,进而造成IVR的失效。因此,有必要对IVR条件下RPV壁面的变形进行研究。本文利用有限元软件ANSYS对RPV进行了几何建模、温度场分析和力学场分析。结果表明,在RPV外部实现冷却、内部实现泄压的前提下,壁面变形为13.85-18.75 mm。在1 MPa内压的作用下,高温蠕变会使壁面变形随时间增大,但其增量有限。热膨胀是造成壁面变形的主要因素。 展开更多
关键词 熔融物堆内滞留 压力容器外部冷却 临界热流密度 外部冷却通道 CRITICAL HEAT FLUX (CHF)
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反应堆压力容器钢的辐照脆化预测模型研究 被引量：11
16
作者 王荣山 徐超亮 +4 位作者 黄平 刘向兵 任爱 陈骏 李承亮 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第10期1862-1866,共5页
对反应堆压力容器(RPV)钢的辐照脆化进行预测是保证核电站长寿期安全运行的重要方法。通过深入分析国外已有RPV钢的辐照脆化预测模型,揭示了已有参数化预测模型的不足,在此基础上建立了新的预测模型PMIE-2012。利用辐照监督数据对PMIE-2... 对反应堆压力容器(RPV)钢的辐照脆化进行预测是保证核电站长寿期安全运行的重要方法。通过深入分析国外已有RPV钢的辐照脆化预测模型,揭示了已有参数化预测模型的不足,在此基础上建立了新的预测模型PMIE-2012。利用辐照监督数据对PMIE-2012的可靠性进行评价,结果表明,PMIE-2012对RPV钢的辐照脆化预测具有较高的准确性和可靠性。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 辐照脆化 预测模型
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核容器法兰密封系统密封性能数值分析 被引量：8
17
作者 李润方 李水安 +2 位作者 李健 陈骏 林腾蛟 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1994年第1期12-18,共7页
本文提出了一种用于反应堆压力容器法兰密封系统密封分析的瞬态耦合热弹塑性接触有限元分析新方法，编制了完整的瞬态密封分析程序系统．并已成功地用于工程实际问题的分析，和实验结果吻合良好．
关键词 压力容器 有限元法 密封 法兰
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反应堆压力容器的密封分析技术 被引量：13
18
作者 郑连纲 张丽屏 +1 位作者 杨宇 臧峰刚 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第3期4-6,共3页
反应堆压力容器内的冷却剂具有压力高、温度高、放射性剂量高等主要特点,保证压力容器的密封性能对整个核反应堆系统安全运行至关重要。本文针对密封结构的密封性能分析方法与技术进行了研究,包括螺栓预紧、弹塑性接触、热与结构的耦合... 反应堆压力容器内的冷却剂具有压力高、温度高、放射性剂量高等主要特点,保证压力容器的密封性能对整个核反应堆系统安全运行至关重要。本文针对密封结构的密封性能分析方法与技术进行了研究,包括螺栓预紧、弹塑性接触、热与结构的耦合分析技术等,完成了反应堆压力容器的三维弹塑性密封分析技术研究,全面地考虑了结构承受的各种载荷,实现了结构接触面之间有摩擦的弹塑性接触和接触传热问题的模拟。该分析方法弥补了专用密封分析程序适用范围狭小以及分析过程的烦琐等不足,较目前通用的二维密封分析技术考虑的因素更加全面。该技术已成功应用于工程设计中的压力容器设计与分析。 展开更多
关键词 压力容器 密封性能 分析方法
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抑压式安全壳的抑压特性研究 被引量：10
19
作者 全标 蒋孝蔚 +4 位作者 陈志辉 范凯 王亮 唐彬 杨俊明 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第2期114-117,共4页
以100 MW级核电厂压水堆为对象,通过对反应堆冷却剂失水事故(LOCA)初期安全壳压力温度响应的分析,对抑压式安全壳抑压特性进行研究。由于LOCA事故喷放阶段质能释放焓值较高,安全壳喷淋难以及时有效地抑制安全壳压力的上升,而采用抑压水... 以100 MW级核电厂压水堆为对象,通过对反应堆冷却剂失水事故(LOCA)初期安全壳压力温度响应的分析,对抑压式安全壳抑压特性进行研究。由于LOCA事故喷放阶段质能释放焓值较高,安全壳喷淋难以及时有效地抑制安全壳压力的上升,而采用抑压水池对抑制事故初期的压力具有较为明显的效果。通过对抑压水池总容积、气水容积比、排放管流通面积等重要参数的分析,对抑压效果的影响表现为:其中抑压水池总容积大小对抑压效果影响程度最大;并且抑压水池气水容积存在最佳比;排放管流通面积存在最佳范围。 展开更多
关键词 LOCA 非能动喷淋 抑压水池
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承压热冲击对核压力容器强度的影响 被引量：9
20
作者 牛莉莎 叶红光 施惠基 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2001年第3期242-247,共6页
主要研究核压力容器承压热冲击(PTS)的瞬态过程，对热应力和机械应力产生的耦合效应进行分析，评价承压热冲击事件对容器强度的影响。利用有限元方法，建立合理的三维计算模型，模拟核压力容器进出口水管附近的承压热冲击的过程和特性... 主要研究核压力容器承压热冲击(PTS)的瞬态过程，对热应力和机械应力产生的耦合效应进行分析，评价承压热冲击事件对容器强度的影响。利用有限元方法，建立合理的三维计算模型，模拟核压力容器进出口水管附近的承压热冲击的过程和特性。承压热冲击的历程大体在几百秒量级。热冲击产生的应力大于压力变化产生的应力，最大应力出现在接管和容器的接口附近，在这些区域产生局部塑性区。 展开更多
关键词 承压热冲击 压力容器 有限元方法 热应力 强度 核反应堆 热冲击
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