堆内构件螺纹联接件应力分析与评定

堆内构件中的螺纹联接件数量众多且受力复杂,为确保堆内构件结构的完整性,螺纹联接件的应力和疲劳分析必须满足ASME规范的相关要求。鉴于堆内构件对核电厂安全运行的重要性以及在核电厂运行工况下受到多种静、动态外力的作用,本工作根据规范要求,对堆内构件螺纹联接件的预紧力、受力状态、变形计算、载荷分类和组合、应力分析与评定等进行了综合研究,并根据研究成果开发了堆内构件联接件应力评定专用程序,使堆内构件联接件的应力评定工作能更准确、有效地进行,为工程设计和应用提供了可靠和便捷的工具。

中国实验快堆堆内构件应力分析与评定

本文是中国实验快堆堆内构件主要部件的应力分析与评定汇总报告。主要构件包括堆内支承结构、堆芯支承结构、堆内热屏蔽等7类设备。堆内各部件采用有限元方法按其特点进行整体分析或部件分析。文章首先建立结构的计算模型,然后,对有限元计算模型进行在自重、流体流动压差、冷却剂流动引起的结构振动和温差载荷条件下的静态分析计算和结构的模态分析以及地震载荷下的动态分析。最后,按规范要求对堆内各结构在承受的各种载荷条件下进行载荷组合与评定。

换热器不同工况下管板的应力分析与评定

使用ANSYS Workbench分析管板在管壳式换热器4种工况下压力载荷对应力分布的影响规律,并对比分析了温度载荷对管板应力分布的影响程度。结果表明:存在温度载荷的工况中,管板非布管区域应力较小且分布均匀,在换热管连接处应力最大;温度载荷对管板应力分布影响很大,螺栓预紧力也会对应力分布产生影响。针对分析结果,将管板厚度由40mm减小至30mm后,管板应力依旧满足安全要求。

中国先进研究堆二次水系统应力分析与评定

本文对中国先进研究堆（CARR）二次水系统（含进厂系统和出厂系统）进行了应力计算，主要论述了降低接管载荷和节点应力的支吊架调整方法。对于过长的直管道连接设备的情况，热推力是导致接管载荷超值的主要原因。采用添加轴向刚性架的办法，大大降低了管端推力对设备的影响。对于柔性管道连接设备的情况，地震载荷是导致接管载荷超值的主要原因，采用添加固定架的方法，大大降低了地震对设备的影响；但是管道节点的热应力也因此增大，通过使用弹簧架，确定其适当的约束方向、安装位置和刚度系数，在不使用阻尼器的情况下，使系统节点应力满足了规范要求，从而降低了经济成本，提高了运行可靠性。

二代改进型核电站管道系统应力分析与评定

管道是核电站中的重要部件。为了使管道满足规范要求,需要对管道进行应力分析与评定。本文分析了二代改进型核电站1级和2级管道应力分析与评定过程,论述了不同载荷下管道应力的计算方法,并分析了RCC-M规范版本的变化对管道应力分析结果的影响。最后,以岭澳核电站二期工程安全注入系统为例,对管道进行了应力分析与评定,满足了RCC-M规范的设计要求,并输出了支撑载荷、接管载荷、管道位移等接口参数。本文可以为二代改进型核电站管道系统应力分析与评定提供帮助。

ACP1000堆型RVD系统中不同核安全级别管道的应力分析与评定

目的保证RVD系统管道的应力评定能够满足RCCM规范要求,保证RVD系统能够正常运行。方法首先探究弯头的柔性系数对不同核安全级别管道在应力计算上的影响;其次,借助管道分析软件PIPESTRESS对RVD管道系统最初版本的布置设计进行分析与评定,并分析应力过大的原因。考虑到柔性系数的影响,对不同核安全级别管道布置采取不同的调整方法,降低管道在各个工况下的应力。结果经过修改后的RVD系统管道应力满足RCCM规范要求。结论通过对RVD系统管道的应力的分析与评定,掌握了此类问题的解决方法,总结了设计中应注意的问题,为核电站中的管道设计提供参考。

核安全三级(DEL)水冷式冷水机组的设计

介绍核安全三级(DEL)水冷式冷水机组的开发过程,详述其蒸发器和冷凝器的热力计算、强度计算以及应力分析与评定、整机试验及试验程序。

核级管道计算程序的应用

开发一种核级管道计算程序,可采用多种规范对核级管道进行应力分析与评定。介绍程序计算原理,并以某核电工程管道系统为例,采用RCC-M和ASME规范进行计算,分别和SYSPIPE、PIPESTESS的计算结果进行对比。计算结果表明,开发的程序计算结果正确,精度满足要求。