【摘 要】
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核电站系统管道一方面要求在热膨胀作用下能自由膨胀,另一方面要求在动载荷作用下有较强的抵抗能力,阻尼器满足了两方面的要求.但是,阻尼器在使用过程中可能会出现漏油或卡死等现象,因此,在核电站运行期间需要对阻尼器进行定期的保养和检查,使得阻尼器的定期维护费用非常高.从上世纪90年代开始,核电行业开始研究阻尼器减少的方法,并对一些核电站实施了阻尼器减少.大亚湾核电运营管理有限公司决定采用先进的地震分析方法
【机 构】
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中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室,成都,610041 大亚湾核电运营管理有
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核电站系统管道一方面要求在热膨胀作用下能自由膨胀,另一方面要求在动载荷作用下有较强的抵抗能力,阻尼器满足了两方面的要求.但是,阻尼器在使用过程中可能会出现漏油或卡死等现象,因此,在核电站运行期间需要对阻尼器进行定期的保养和检查,使得阻尼器的定期维护费用非常高.从上世纪90年代开始,核电行业开始研究阻尼器减少的方法,并对一些核电站实施了阻尼器减少.大亚湾核电运营管理有限公司决定采用先进的地震分析方法降低分析的保守性,从而减少核电站的阻尼器,于2004年委托中国核动力研究设计院设计所对岭澳一期核电站的主蒸汽和主给水管线阻尼器进行了减少.本文介绍了岭澳一期核电站1VVP002管线安全壳外部分阻尼器减少所采用的方法和减少的结果.
其他文献
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燃料组件是反应堆的核心部件,在发生地震的情况下,其结构状态应不影响控制棒的插入和安全停堆,为此需对燃料组件在发生地震情况下的行为进行分析.本文首先对CARR堆1×1标准燃料组件的模态进行分析,并根据试验结果调整模型参数,最终建立1×5组件群模型,完成地震分析.
利用有限元中的梁单元完成单根组件的特征值和自由振动分析,使用两种有限元程序ANSYS和CASTEM2000,并对计算结果做了比较.利用弹簧单元和间隙单元来模拟组件之间的冲击分析,进一步完成单排组件在空气中的抗震模型,得到单排堆芯组件在水平地震作用下的位移时程、加速度时程和碰撞力.部分计算结果和实验结果吻合.
管道疲劳分析在实际的核电厂工程设计中可依据不同的前提条件采用不同的分析方法.本文结合秦山核电二期工程中的反应堆冷却剂管道(RCP)系统中的上充管的疲劳分析,探讨了简化分析法、有限元法、混合法及实验法等几种工程分析方法在实际核电工程设计中的使用情况.
在吊耳、鳍板等支撑部件的分析评定中,存在着受表面屈服影响接触范围的问题,接触范围对部件的承载能力起到至关重要的影响.采用非线性有限元接触模型进行分析计算,总结了载荷与几何尺寸对接触范围的影响,得到了解决上述问题的3种不同方法:弹性分析求解、非线性接触求解和简化公式法.将结果运用到支架承载能力的线性分析计算模型中,简化了实际工作量、提高了工作效率,为管道支吊架的分析设计提供了重要方法与手段.
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本文以中国实验快堆高温钠管道为研究对象,按照法国RCC-MR规范(2002版)要求,运用有限元原理和线弹性分析理论,对在工作寿期内承受高温热循环载荷的钠管道的疲劳与蠕变进行了分析与研究.首次完成了对高温钠管道的疲劳-蠕变分析和寿命评估,探索了高温钠管道的蠕变规律,对因塑性变形和蠕变变形而产生的应力松弛现象在理论上进行了简要的描述,并给出了分析计算过程,为正确分析和预测高温钠管道的运行寿命探索出一套
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