中国实验快堆堆顶固定屏蔽的力学计算

来源 :第十二届全国反应堆结构力学会议 | 被引量 : 0次 | 上传用户:wdwd521
下载到本地 , 更方便阅读
声明 : 本文档内容版权归属内容提供方 , 如果您对本文有版权争议 , 可与客服联系进行内容授权或下架
论文部分内容阅读
本文介绍了中国实验快堆堆顶固定屏蔽的力学计算过程.重点在于介绍力学计算人员通过与工程设计人员的充分交流,完善了堆顶固定屏蔽的力学计算内容,并对设计方案提出了重要的改进意见.
其他文献
采用GTM-10型气流粉碎机对高温气冷堆球形燃料元件用石墨基体原材料进行粉碎试验,研究了影响石墨粉碎粒度的工艺条件.利用电镜分析了气流粉碎和WF180微粉粉碎机的机械粉碎对粉碎颗粒形状的影响.对不同粒度的天然石墨和人造石墨混合压球的性能进行了测试.结果表明;选择合适的粉碎工艺,可以得到满足性能指标的石墨粉.
核电工程项目是周期长、技术复杂的巨系统,在整个项目生命周期内面临着各种潜在的风险.本文从研究核电工程项目生命周期内的风险着手,针对核电工程项目的自身特点,提出了核电工程项目中潜在的风险种类,并借鉴国外风险管理的经验,提出了我国核电工程项目所应采取的项目风险管理组织形式以及项目风险规避策略.
结合国内外核电子发展讨论了核电的安全问题.根据严重事故的可能性危害度谈改进核电安全的必要性.根据国内外对严重事故设防的要求讨论了下一代核电站的应有的安全特性,并从国内外的核电发展讨论了改进核电安全性各种有利条件.
本文以实验和计算分析相结合的方法,探讨了传热管与支撑板梅花孔间撞击力的形状和变化规律,给出了撞击刚度和阻尼,为建立地震载荷和LOCA载荷下传热管与支撑板间的相互作用的分析模型提供了输入参数.
秦山核电厂的反应堆辐照监督管由于破损而更新设计.本文按照规范和标准的要求对辐照监督管、支承结构、螺纹紧固件和定位销,进行应力分析和评定.
在对秦山一期压水堆(PWR)反应堆压力容器的设计、制造、检验和相应的应力分析基本情况汇总的基础上,着重分析了反应堆压力容器的各类老化机理,并联系秦山一期的设计、制造和运行情况,提出秦山一期反应堆压力容器的重要老化机理.为下一阶段的老化评估及其延缓老化进程的方法提供依据.
对反应堆控制棒驱动机构承压边界正常及扰动工况的分析进行了叙述,并按照RCC-M规范对计算结果进行了评定.分别叙述了模型建立,边界条件处理,应力计算和疲劳分析.分析采用ANSYS5.5程序,瞬态应力采用热结构耦合场分析,螺纹间接触利用接触单元,外部载荷利用协调单元,水在瞬态分析中处理为等效热固体问题.评定中涉及到一般疲劳分析,简化弹塑性分析和Ω形密封接头的特殊处理.
为确保核电厂安全运行,常常需要对核电厂的各类泵进行定期或实时振动监测,以使确认泵的可运行性,这是确保泵能按设计要求及时投入运行的措施之一.随着核电厂投入商业运行时间的增加,如何使振动监测工作更加有序,合理地进行就显得十分迫切.本文参考国内、外核电厂的经验,按照相关规范要求,介绍了监测设备的确定,监测周期的确定以及振动准则等问题,重点说明了将泵的振动水平分为三个范围,即可接受范围、报警范围和采取措施
辐照监督管是用于监督反应堆压力容器材料在长期中子辐照后材质变化情况的装置.本文论述了核电厂辐照监督管在运行期间损伤的原因分析,为辐照监督管结构设计的改进提供有参考价值的依据.
老化管理是定期安全审查中应考虑的重要因素之一.本文介绍了老化管理审查的主要步骤,并论述了对核电厂设备进行老化管理审查时应着重考虑的几个方面.