基于熵权的TOPSIS核一级锻件质量评价方法的探究

为全面、客观地对核一级锻件质量状况给予综合性评判,建立一套适用于锻件质量评价的方法体系很有必要。根据影响核一级锻件质量的制造工艺和成品质量检验,分析了影响锻件质量的主要工艺参数,建立了锻件质量评价的指标体系。在此基础上,探究了基于熵权的逼近理想解排序(TOPSIS)法的特点,建立了相应的评价模型,并将该模型应用于核电站反应堆堆芯筒体锻件的质量评价,获得了堆芯筒体质量状况的优劣排序。研究结果表明:TOPSIS法可有效、科学、客观地评价核一级锻件质量状况,且便于操作、易于推广使用。

核一级截止阀温度场和热应力计算分析

应用有限元软件ANSYS对某核一级截止阀样机进行温度场计算,然后采用顺序耦合方法,将温度场结果作为体载荷施加到结构分析模型中,计算该阀门在设计温度工况下的热应力场,并对结果进行分析评价。结果表明该阀门在高温工况下能满足结构安全要求。

核一级承压设备分析法设计软件系统研究

根据实际工程中多年积累的核级承压设备学分析、研究和核电厂的运行经验,结合实际的有限元分析软件,对前期的力学分析和评定工作进行方法上的归纳总结和分析推广,初步实现设计分析一体化,以求在今后新的核电厂核级承压设备的设计分析,比如百万级核电站的设计中,通过该软件系统,将多年积累的大量实际工程经验体现到新的工程设计中去,以提高设计分析的效率,缩短核级压力设备设计和建设周期。

核一级电动波纹管截止阀研制开发

核一级电动波纹管截止阀的研制开发属于秦山三期核级阀门国产化项目,主要用于秦山三期主热传输轴封系统管路中,执行系统的安全功能,接通或切断管路,从而使系统正确运行。

基于PIPESTRESS的核一级辅助管道疲劳分析方法研究

为防止管道失效,RCC-M规范规定除应考虑自重、压力等载荷变化导致的应力变化外,核一级辅助管道必须考虑热膨胀和热弯曲应力变化对疲劳累积使用系数的影响。重点研究基于PIPESTRESS的核一级辅助管道疲劳分析的基本方法,并以某电站核一级辅助管道为例,通过专用管道力学分析软件PIPESTRESS确定管道在温度载荷(热膨胀、温度梯度和锚固点热位移)、压力载荷和机械载荷等交变载荷作用下各瞬态工况应力变化幅值,采用雨流计数法计算疲劳累积使用系数进行疲劳分析和评定。

核一级承压设备疲劳分析方法

基于Miner线性累积损伤理论和雨流计数法,得到单载荷历程作用下疲劳分析的方法,并根据核一级承压设备的特点和核承压设备分析规范的要求,给出了一种适用于核一级承压设备疲劳分析的方法;结合设备实际运行情况,提出了瞬态分组组合的优化疲劳分析的方法,并给出一个案例。结果表明,瞬态分组组合使疲劳分析与设备实际运行情况更加接近,计算结果更加精确。

ASME与RCC-M相关核一级阀门规定的解析

介绍了ASME与RCC-M标准核一级阀门的相关规定。对标准中材料、设计、制造、压力试验和超压保护等内容要求上的差异进行了分析。

核一级管道温度梯度计算与分析

温度梯度求解是对核一级管道进行RCC-M A级准则分析的重要步骤。采用RCC-M规范中的简化分析法和ANSYS 15.0软件,详细研究了几何参数、瞬态工况参数对核一级管道温度梯度影响的一般性规律。研究结果表明:温度梯度参数在一定范围内随瞬态工况的温度变化速率、温度变化幅度、流量和管径的增大而增大;升温过程温度梯度参数的最小值组合均为负值,最大值组合为零;降温过程的温度梯度参数的最小值组合为零,最大值组合为均为正值;阶越载荷下,温度梯度参数与温度变化幅度呈近似线性变化关系。

核一级升降式止回阀C_v值分析

以DN50的核一级升降式止回阀为例,分析了不同阀瓣导向结构、阀瓣质量及阀体阀瓣配合间隙对C v值的影响。

核一级升降式止回阀的设计与开发

介绍了核一级升降式止回阀的性能参数、结构及其主要零件的材料。分析了核一级升降式止回阀冷态循环、流量、端部加载以及热态功能和热冲击试验的试验过程及其技术要求。阐述了核一级升降式止回阀技术及其实践经验。

核一级承压设备分析法设计软件系统研究

本课题根据在实际工程中多年积累的核一级承压设备力学分析、研究和核电厂运行经验，结合实际所用的有限元分析软件，对前期的力学分析和评定工作进行方法上的归纳总结和分析推广，初步实现设计分析一体化，以求在今后新的核电厂，比如百万千瓦级核电厂的设计中，通过该软件系统，运用积累的大量实际工程经验，提高设计分析的效率，缩短核一级承压设备设计和制造周期。

核一级手动截止阀替代分析

分析阀门中腔泄漏的潜在运行风险,结构设计对维修的影响,确定物项替代的必要性。通过分析替代阀门对设备性能、管系应力、系统功能、管道布置和水压试验的影响,结合机组首次大修施工窗口和施工技术,确定了阀门替代的可行性。

“华龙一号”核电核一级紧固件用SA540材料力学性能的研究

“华龙一号”核电工程用SA540材料核一级紧固件,在高温使用环境下,具有严苛的力学性能要求。为此,研究“华龙一号”核电核一级紧固件用SA540材料的力学性能参数是非常必要的。实验准备SA540材料制成验证力学性能值所需的试样,设定热参数,利用不同实验方法和实验检测设备,验证SA540材料试样的力学性能参数。实验结果表明:在RT及350℃温度条件下,试样的硬度均匀性、延伸率、断面收缩率及侧向膨胀量等力学性能值均满足“华龙一号”核电核一级紧固件的安全等级要求。

核一级低压差旋启式止回阀研制

为了实现核电站关键阀门的国产化,研制了核一级低压差旋启式止回阀。本文介绍了该阀门的技术参数及其研制过程和型式试验的情况。经过各种测试,各种性能指标均达到设计要求。

核一级稳压器电动卸压阀的研制

介绍了核一级稳压器电动卸压阀的性能参数、结构及其主要零件的材料,分析了电动卸压阀冷态循环、流量、寿命试验以及地震、热态试验的试验过程及其技术要求。

核一级大口径全流通高C_v值锻钢旋启式止回阀的设计

介绍了核电站用旋启式止回阀的结构特点、材料、设计计算及流量试验特性等。

核一级高C_v值旋启式止回阀研制

介绍了核一级高Cv值旋启式止回阀的设计规范和设计方法,分析了其结构特点和工作性能论述了设计中应重点考虑的制造工艺难点和产品完成出厂试验后需进行的一系列型式试验。

核安全一级主管道疲劳校核

本文对某核电厂主管道疲劳及热棘轮进行了独立校核。校核采用基于RCC-M标准的ROCOCO软件,比较了RCC-M标准与ASME标准在核安全一级管道疲劳评价方面的差异。对比的主要方面包括疲劳设计的计算范围界定、一次加二次应力强度的计算方法、弹塑性修正系数的计算、动态载荷叠加方法等。通过对ROCOCO中与ASME标准不一致的算法进行修正,得到主管道冷段壁厚65 mm和55mm的疲劳使用系数和热棘轮设计裕量。结果表明:某核电厂主管道最小壁厚不能小于55 mm,55mm壁厚的热棘轮设计值达到许用值的95%。

核安全一级阀门的力学分析

介绍了核安全一级阀门结构应力分析方法在阀门设计中的重要作用。以核安全一级电动截止阀为例,采用规范法和分析法对阀门的承压边界进行了力学分析和计算,并对阀门主法兰和连接螺栓的计算结果作了对比和评价。

AP1000核岛主设备国产化获重要突破

由中国第一最型机械集团公司承制的刚产首台APl000反应堆压力容器通过水压试验，实现了APl000一代卡亥电关键设备国产化的新突破，际志着我国企业已全面掌握一代核电APl000核一级承压设备的关键制造技术，制造技术水平和质黾管娜能力达到美国西屋公司的验收标准，具备了三代核电关键设备批量化、产业化发展能力。