论文部分内容阅读
在90t氧气转炉、钢包吹氩和RH真空处理工序进行了净化钢水的试验,考察了反应器内氩气流量、真空脱气操作和顶渣成分对低碳钢水全氧含量的影响以及夹杂物的尺寸分布和全氧的排除速率,改进操作的试验结果表明,二次精炼后低碳钢水总氧含量降低到0.0010w％。
气泡搅拌和炉渣成分对低碳钢水清洁度的影响
【摘 要】
：
在90t氧气转炉、钢包吹氩和RH真空处理工序进行了净化钢水的试验,考察了反应器内氩气流量、真空脱气操作和顶渣成分对低碳钢水全氧含量的影响以及夹杂物的尺寸分布和全氧的排除速率,改进操作的试验结果表明,二次精炼后低碳钢水总氧含量降低到0.0010w％。
【机 构】
：
武汉钢铁(集团)公司技术中心 武汉钢铁股份有限公司第二炼钢厂
【出 处】
：
第十二届全国钢质量与非金属夹杂物控制学术会议
【发表日期】
：
2006年8期
其他文献
为了用数值计算的方法对这类余热排出系统中的各个关键点的温度、压力、流量进行模拟计算,选择C++语言作为具体实现的程序语言,采用VisualC++5.0和MatCom科学计算工具.本文介绍了应用VisualC++5.0和数学工具MatCom实现核供热排出系统的数值计算,并用DDE技术实现了和Excel报表的接口,整个计算软件具备友好的人机界面,易于维护的计算模块以及计算结果的可视化.
介绍了10MW高温气冷实验堆蒸汽发生器的结构形式和主要功能,阐述了蒸汽发生器压力容器在制造过程中的新工艺、新方法的研制和应用,这些新工艺、新方法具有较大的经济效益和较好的推广、应用价值.
水力驱动控制棒是以流体动压为动力的新型控制棒驱动机构.它是依靠调节进入水力步进缸的流量大小来使控制棒实现上下移动,或保持在结合实际定位位置.本次试验是让水力驱动控制棒模型在给定保持流量的水力驱动作用下,控制棒处于稳定状态时,突然施加加速度为30g的冲击力,观测控制棒的位移变化情况,冲击力分别采用冲击响应谱和连续半正弦冲击波进行.试验表明无论是冲击响应谱试验,还是半正弦冲击试验,冲击方向是向上,还是
控制棒落棒时间是保证核电站安全运行的重要参数之一,本文在已有研究成果的基础上对落棒的计算分析作了进一步的研究.其主要的方法是:采用直接约束法处理接触问题用反力构造法确定碰撞力、用理论及数值分析完成流体阻力计算等.在此基础上,编制了控制棒落棒分析有限元程序CRFD,并针对秦山600MW反应堆控制棒驱动线给出了试算结果.
本文是CNP1000反应堆堆内构件流致振动试验研究的结构振动特性理论计算分析报告之一,采用ANSYS对CNP1000反应堆堆内构件上部组件及二次流致振动试验模型在空气中和静水中的振动特性做了分析计算,给出了前几阶频率及相应的振型,并与试验结果进行了比较.
快堆主容器在运行工况下,存在高温对屈曲稳定性的影响.本文成功地实现了带有内热源的快堆主容器模拟体的实验分析,给出若干有意义的结果,实验分析了重复失稳累积损伤,液压和热负荷对屈曲强度的影响.实验应用光测法测量经微机数字图像处理给出数值化的模型屈曲模态和冷,热态中的屈曲强度值,并提供模型与失稳后剩余承载力相关的失稳失效裕度值.本试验证实了屈曲强度随温度升高而降低主要是由于材料随温度升高而弹性模星的降低
介绍了核反应堆现场流致振动实测用高温高压防水应变片在高压釜静水和高温高压小回路动水中的性能试验.阐明了试验目的,试验方法,试验内容和试验结果.通过本试验,掌握了应变片的焊接技术导线的绝缘处理和高温高压的密封技术,确定了选用的应变片能用于现场实测,为实堆堆内构件流致振动现场测试做了必要的技术储备.
在核反应堆运行时,二次支承组件将长期承受巨大的横向流体冲击力,为确保其可靠性,开展了秦山二期600MW反应堆二次支承组件在空气中的振动特性现场测量,获得二次支承组件的振动频率,振型和阻尼比.为安全评审提供了依据,并为后续的流致振动分析提供输入数据.
本文采用简化的工程方法对反应堆堆内构件二次支承结构及中子测量管组件中的上格架板组件的流致振动响应进行了计算与分析.通过模态分析与现场实测结果的比较,验证了有限元计算模型及边界条件的有效性.采用等效静力法,将湍流激励,漩涡脱落和吊篮振动载荷,以静载形式保守地施加于计算模型上.并对上格架板组件危险部位按ASME规范进行了疲劳评估.
为了对秦山核电厂反应堆辐照监督管改造设计做全面应力、疲劳分析,以及对原结构做失效分析.需对原结构和改造结构做详细的流致振动(FIV)分析研究.本文在流场分析的基础上,考虑多种流体激励力作用机理,并推导激励反应的表达式,采用ANSYS分析程序对原结构和改造结构做了详细的模态分析.结果清楚地表明了原结构失效中振动频率的主导基因.通过对改造结构的改进,基本避免了流致振动对结构造成危害的因素.