大型先进压水堆核电站重大专项(2011ZX06001-003)
- 作品数：2 被引量：12H指数：1
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- AP1000反应堆压力容器承压热冲击下结构完整性分析被引量：11
- 2013年
- 反应堆压力容器结构完整性是核电厂运行及延寿时需重点关注的问题之一。特别是承压热冲击(PTS)工况下反应堆压力容器结构完整性的验证工作对电厂能否安全运行有重要意义。为验证AP1000反应堆压力容器的结构完整性,本文简要阐述了AP1000反应堆压力容器进行确定性结构完整性分析的必要性,并对压力容器在典型PTS瞬态下的结构完整性进行了评价。分析评价采用概率断裂力学软件FAVOR中的FAVLoad模块进行,并应用IAEA-TECDOC-1627中的基准考题对该模块进行了验证,最后对AP1000反应堆压力容器进行了确定性结构完整性评价。评价结果表明,AP1000反应堆压力容器寿期末实际RTPTS值低于假想PTS瞬态对应的限值。反应堆压力容器在典型PTS瞬态下的结构完整性可以保证,同时也说明采用FAVLoad模块进行反应堆压力容器确定性结构完整性评价的方法可行。
- 王东辉张亚平钟志民李锴张静
- 关键词：AP1000PTS
- CAE技术在堆内构件工装设计中的应用被引量：1
- 2013年
- 反应堆堆内构件的主要作用是支承和固定堆芯组件,并为控制棒的运动提供导向。在堆内构件制造的工艺环节中,需采用各类工装设备来保证其加工精度。受成品数量和尺寸的限制,相应工装设备的制造成本较高。为避免工装设备存在缺陷和不足,采用CAE技术在设计阶段对结构进行力学分析,并根据分析结果提出合理改进建议。通过上述工作,优化结构设计,节约设计和制造成本。
- 王东辉张静
- 关键词：CAE堆内构件有限元
- 核电厂二回路汽水管道壁厚管理实践与思考
- 核电厂二回路汽水管道受流动加速腐蚀、液滴冲击、气蚀等作用会发生局部壁厚减薄现象。如不进行有效管理,会导致管道泄露或破裂,严重者危害机组运行,甚至造成人员伤亡和重大的经济损失。通过调研和收集相关数据、资料,掌握了国际上开展...
- 钟志民李劲松郑会
- 关键词：核电厂
- 文献传递
