波动管相关论文
为建立热分层以及运行环境对稳压器波动管（简称“波动管”）疲劳影响的分析方法和流程，通过数值模拟、热分层载荷分析、环境影响系数分......
开展了模块化小堆稳压器波动管双端破口试验研究,获得了非能动安全系统的事故响应特性和一回路系统参数变化.试验研究结果表明,在......
通过拉伸实验得到316LN钢材在变形温度700、750、800和850℃,应变速率0.1、0.01和0.001s-1下的真应力-真应变曲线.结合拉伸卸载实......
基于运行数据将船用堆波动管热分层划分为升功率、降功率、变工况、小喷淋流量4类典型瞬态,对4类典型瞬态分别进行无量纲里查德森......
在核反应堆设计中,为了保证结构的可靠性,将管道双端剪切断裂事故作为设计基准事故.但是,自20世纪80年代以来的理论研究和试验发现......
为探究海洋摇摆条件对核电站稳压器波动管内的热分层现象及流固传热的影响,利用计算流体力学软件FLUENT对三维全尺寸建模的稳压器......
AP1000小破口事故后,稳压器及波动管装置内有可能会发生CCFL现象,影响ADS4阶段一回路泄压特性及反应堆堆芯水装量.本文为研究核电......
核管道作为核电站的“主动脉”,是能够保证核安全的重要设备,其弯制成形过程是管材成形技术领域的难题。本文主要是针对CAP1400主......
采用数值模拟和物理模拟研究了小变形量校形对固溶态316LN奥氏体不锈钢性能的影响,结果表明,通过控制小变形校形的变形量,固溶态31......
期刊
本文应用最佳估算程序ATHLET对VVER-1000型核电站波动管双端剪切断裂事故(Dy=34.6cm)进行了分析计算.程序运算中所采用的输入数据,......
稳压器波动管是连接稳压器与反应堆主回路的一段管路,在核电站安全运行中起到不可或缺的重要作用。由于结构和功能的特殊性,波动管......
文中以对核电站稳压器波动管焊缝为研究对象,对其进行了3次焊接返修试验,并对返修前后焊缝及热影响区理化试验结果进行了对比.结果......
近年来，压水堆核电站由于技术成熟、结构紧凑等优点已逐步成为世界各国现役及在建核电站的主要堆型。因此，研究压水堆核电机组的安全......
论述了核电站反应堆冷却剂系统波动管的安装、焊接技术,详细阐述了波动管安装前的方案、焊接工艺评定等的准备工作要求,安装工序和......
2014年3月20日，随着波动管最后一道盖面焊道熄弧，中国广东核电集团有限公司广东台山核电1号核岛波动管安装自动焊接完成，标志着中广核......
本刊讯2016年1月13日，由中国二重承担制造的4件CPR1000稳压器锻造波动管研制成功发往广东阳江核电站5号机组安装现场。这是国内制造......
疲劳强度计算是核级设备设计中需要考虑的一项重要内容。设计过程中根据假定的各种设计工况组合,计算整个寿期内疲劳强度能否满足......
由中国第二重型机械集团公司为中广核工程有限公司制造的阳江核电站5号机组4件CPR1000稳压器锻造波动管发往广东阳江核电站安装现......
以CPR1000稳压器波动管为研究对象,采用CFD方法,使用FLUENT软件,对反应堆功率增加瞬态工况下波动管热分层现象进行数值模拟研究,得......
分析了第三代核电CAP1000主管道和波动管实心锻造制坯主要技术难点和挤压制坯新工艺的特点,介绍了CAP1000主管道、波动管挤压制坯......
通过改变波动管的倾角建立了两种不同布置方式的波动管模型,采用计算流体力学（CFD）分析方法,分别对这两种模型的热分层现象进行数值......
为了研究AP1000波动管中的CCFL,设立了以AP1000三代核电反应堆的波动管为原型的缩比试验台架,主要由模拟稳压器的上水箱、波动管、......
LBB技术是保证反应堆运行安全性和可靠性的一种先进的设计技术,研究和掌握LBB技术并应用LBB技术对"华龙一号"主管道和波动管进行设......
在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行波动管小破口尺寸失水事故实验,研究波动管小破口失水事故过程中的热工......
热分层（thermal stratification)源于水平管段间歇滞止流、相对热或冷流体泄漏流或其他来流的缓慢流动及缺少充分混和。压水堆稳压......
在压水堆核电厂,波动管中由于温差会出现热分层现象。热分层会对波动管产生不利影响,例如疲劳等,特别是对焊缝的安全构成严重威胁......
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自动焊是一项先进的焊接技术,自动焊技术在提高焊接接头性能,降低工人劳动强度,减少人为因素对焊接质量的影响等方面具有独特的优......
典型的管道分析会对所有预期的热载荷进行评估,研究表明核电厂稳压器波动管会经受非预期的并伴随热分层现象产生的热震荡载荷。利......
为了减轻由于稳压器波动管热分层引起的热疲劳效应及降低安装难度，提出了在M310型压水堆稳压器中加大波动管与主回路夹角的布置改进......
为分析评价压水堆核电厂稳压器波动管的布置方式对热分层现象的影响,提出增加准水平段的倾角和在与主管道相连处增加一段竖直管段2......
为分析评价压水堆核电厂稳压器波动管热分层现象对波动管结构完整性的影响，采用计算流体力学（CFD）分析方法，对稳压器波动管热分层现象......
为分析评价压水堆核电厂稳压器波动管管型对热分层现象的影响，提出采用螺纹管来减弱热分层的措施。利用计算流体力学（CFD）分析方法，对......
针对模块式小型核反应堆(SMR)稳压器波动管破口事故建立了MELCOR计算模型,采用该模型对波动管破口触发的严重事故进程进行了模拟;......
田湾核电站波动管的焊接过程中出现了超标缺陷。本文描述了北方监督站在2号机组波动管焊接及缺陷的处理过程中所进行的核安全监督......
CAP1400核电技术是我国在吸收AP1000基础上经过再创新,研究开发的具有中国自主知识产权的第三代核电技术。CAP1400核电波动管作为......
对EPR核电站波动管的安装技术要求、施工逻辑顺序及焊接过程进行了详细分析。分析结果表明：EPR核电站波动管的安装在施工逻辑上安装......
AP1000核电波动管是由五段厚壁大口径的超低碳不锈钢无缝弯管组成,共有六道现场焊口,由于其布局及施工逻辑的特殊性,需要使用3D激......
由中国第二重型机械集团公司为中广核工程有限公司制造的阳江核电站5号机组4件CPR1000稳压器锻造波动管发往广东阳江核电站安装现......
波动管作为核电站一回路压力边界的重要承压部件，在其寿命期内除了需要承受系统各类瞬态载荷，还要额外承受热分层载荷。为了得到波动......
稳压器及波动管老化管理信息系统作为田湾核电站稳压器及波动管结构完整性评价和老化管理项目的一个研究子项,是电厂开展稳压器及......
窄间隙自动焊工艺在核电建设工程中应用越来越广泛,特别是反应堆冷却剂系统的大径厚壁管道,这类管道对安装精度和焊缝质量要求较高......
通过对EPR与CPR1000核电站波动管安装技术要求、施工逻辑顺序及焊接过程的详细对比分析,阐明了两者的异同,为核电站主回路系统波动......
