核电厂压力容器支座“流场-温度场”耦合分析

反应堆压力容器(RPV)支座在核电厂设计中属ASME核安全1级支承,是关系到RPV安全的关键设备。通过建立支座的"流-固"耦合CFD模型和基于响应面法的实验设计,分析了支座入口空气流速和温度对支座温度场和空气流场的影响规律;进一步面向支座底面最高温度限制和减小空气流速的双目标要求,获得了优化的入口空气参数组合;最后通过对比"流-固"耦合模型结果和响应面法拟合结果,证明了模型和分析方法的正确性。

核电反应堆压力容器支座减摩板往复摩擦磨损性能

采用专用往复滑动摩擦试验机及工装,通过台架试验模拟核电服役条件,测试了压力容器支座用高强石墨镶嵌减摩板的滑动摩擦磨损性能,并用扫描电子显微镜观察了石墨磨损形貌。结果表明:减摩板试验件在垂直载荷42.53MPa(承载3 603kN)和99MPa(承载8 386kN)作用下经800次循环摩擦试验的平均摩擦因数分别为0.12和0.11,满足核电设计技术要求;镶嵌于减摩板的高强石墨在干摩擦条件下的磨损机制以磨粒磨损为主,伴有疲劳磨损。

反应堆压力容器支座温度场特性试验研究

压水堆核电厂反应堆压力容器(RPV)支座在核电厂设计中属ASME核安全1级支承,是关系到RPV安全的关键设备。RPV支座的温度场特性对其下方支承混凝土影响至关重要。通过开展试验研究,验证支座设计和布置的合理性,分析不同支座入口风速对底面温度的影响,为后续进风系统优化提供参考。设计和制造与工程中等比例大小的压力容器支座试验件和试验台架,对压水堆核电厂反应堆压力容器支座温度场特性进行试验研究。研究结果表明,支座底面温度场分布不均匀,呈近似“抛物线”形式,且关于支座纵向中心线对称分布;支座底面最高温度约38℃,小于限值93℃要求,验证了支座设计和布置的合理性。

压缩空气储罐支座区域的强度分析

针对某压缩空气储罐的设计及使用情况,考虑该容器支座与设备封头部位的应力集中现象,单独对支座区域进行设计计算。通过有限元分析及合理边界条件的施加,对储罐的支座进行强度分析,提高了支座设计的可靠性。

15MnTi 钢的中子辐照效应

介绍了１５ＭｎＴｉ钢的母材、焊缝及其热影响区在不同注量的快中子辐照后、材料的机械性能变化情况。根据试验结果得到，辐照温度为５０℃，快中子注量在１．０×１０１８ｃｍ－２到６．０×１０１８ｃｍ－２之间，１５ＭｎＴｉ钢的脆性转变温度增量ΔＴｃｖ与积分快中子注量的经验关系公式。