压紧弹性环的设计方案优化分析

压紧弹性环位于压紧部件法兰与吊篮部件法兰之间,将吊篮结构压紧并定位于反应堆压力容器内。本文应用秦山核电站压紧弹性环组件分析时的方法,对AP1000和LPP压紧弹性环采用了解析解和数值解的计算分析方法,并对可能影响预紧分析结果的塑性变形和摩擦因素进行了探讨。最终对秦山、AP1000与LPP压紧弹性环设计方案进行了分析,提出了两种优化方案。

CAP1400堆内构件压紧弹性环的优化设计

压紧弹性环是核反应堆内构件的重要部件,它是位于上部支承法兰与吊篮筒体法兰之间的弹性圆环,在反应堆运行时压紧堆内构件。文中对反应堆运行时堆内构件的受力情况进行力学分析,从而确定压紧弹性环所需提供的压紧力载荷大小,在满足压紧力要求的前提下,对压紧弹性环的尺寸进行优化设计。

反应堆吊篮振动特性边界条件研究

对秦山核电厂二期600 MW反应堆及CAP 1400反应堆空吊篮在空气中和静水中振动特性的边界条件进行研究。吊篮结构采用实体建模,流体结构采用流体单元模拟。本研究分别用弱贴紧、中度贴紧和强贴紧来模拟法兰与容器支承台阶之间不同的贴紧状态,用弱摩擦、中度摩擦和强摩擦模拟法兰与容器支承台阶之间受到的不同摩擦力。研究表明,秦山核电厂二期600 MW反应堆空吊篮在静水中的边界条件比空气中的强,CAP 1400反应堆空吊篮在空气中与静水中的边界条件一致;压紧弹性环的预紧力和吊篮法兰所受到的摩擦力对吊篮结构固有频率有一定影响。