蒸汽发生器试验本体快速冷却过程中主蒸汽法兰泄漏有限元分析

采用线弹性瞬态热固耦合有限元方法对高温气冷堆蒸汽发生器试验本体主蒸汽法兰在快速降温试验过程中出现的泄漏现象进行了分析。建立了主蒸汽联箱及法兰螺栓连接模型，模拟了主蒸汽法兰的预紧、加压、升温和瞬态降温过程，分析得出了导致法兰密封结构泄漏的主要因素是快速降温过程中法兰的局部变形及螺栓残余预紧力降低，导致密封面张开量大于金属O型环的可靠密封回弹量。在此基础上模拟了不同降温速率下法兰密封面的张开位移，结果表明，限制蒸汽降温速率可改善压力容器法兰的密封性能。     

基于泄漏率的核设备密封技术研究

本文以稳压器双锥密封结构为对象,采用多线性随动强化模型模拟了垫片的压缩回弹力学行为,探究了降温速率和螺栓预紧力变化对密封面接触压力的影响,利用基于泄漏率的密封模型对密封性能进行了科学表征,建立了以最大允许泄漏率为准则的螺栓法兰垫片连接设计方法,解决了依据ASME和GB-150规范密封设计系统在使用过程中多次发生泄漏的问题,为工业领域螺栓法兰密封系统设计提供了新的思路。     

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。     

空心金属O形环压扁特性分析及其应用

本文对空心金属O形环压扁试验数据进行了整理分析,在定义了O形环视弹性常数(E_0)后,建立了密封视比压(q)与O形环特性参数——弹性回弹量(Δ_0),压紧面宽度(b_0)以及法兰密封分离量(Δ_f)的定量关系。因而,知道O形环特性参数后,便可由曲线或关系式确定密封视比压,从而对密封性进行评定。同时对如何根据O形环压扁特性曲线选择其工作点以及在法兰密封设计中的应用也作了讨论。     

水平孔道“O”形环密封结构有限元接触分析

利用ABAQUS软件对研究堆水平实验孔道中异种材料法兰联接的密封结构进行了弹塑性接触计算.利用有限元分步加载技术,模拟了主螺栓预紧和加压过程,研究了主法兰的应力分布和结构的密封性能. .计算结果表明,在预紧状态和设计压力状态下,水平孔道中的异种材料法兰联接.双道"O"形环密封结构完全可以满足强度和密封要求.     

HTR-PM控制棒驱动机构检修隔离门结构设计及密封性能优化

针对HTR-PM控制棒驱动机构检修需求提出了一种隔离门结构,并通过有限元计算对隔离门的密封压紧力和密封圈外径进行优化设计,最终确定密封压紧力为20k N,密封圈外径为13mm。经试验验证,该隔离门密封后的泄漏率在0.1vol%/h以内,能有效防止一回路氦气的泄漏及放射性石墨粉尘的扩散,同时能阻挡杂质气体和异物进入一回路,可为同类工程提供一定的参考和借鉴意义。     

考虑应力松弛和辐照影响的堆内构件压紧弹簧疲劳可靠性评估方法

针对反应堆堆内构件压紧弹簧疲劳失效模式,在考虑应力松弛和辐照影响的条件下基于仿真方法开展可靠性评估。首先结合疲劳模型和平均应力松弛Landgraf模型,考虑辐照对疲劳参数的影响,构建了压紧弹簧疲劳寿命模型。在压紧弹簧疲劳寿命模型基础上,根据广义应力-强度干涉模型定义压紧弹簧可靠度并开展灵敏度分析。以非能动压水堆AP1000压紧弹簧为例进行案例分析,在95%置信度水平下,分别计算了可靠度为95%和50%时对应的疲劳寿命。结果表明,若不考虑应力松弛,压紧弹簧总疲劳寿命下降88.3%;从经济性角度考虑寿命预测结果较为保守。通过灵敏度分析发现对可靠度影响较大的设计变量是弹性模量和疲劳强度系数,在一定可靠度下可以通过调整设计变量对压紧弹簧的疲劳可靠性评估进行优化。      

HTR-PM螺栓拉伸机无测量杆螺柱预紧力标定试验研究

为了解决高温气冷堆示范工程（HTR-PM）无测量杆螺柱预紧力的控制问题，保证反应堆一回路压力边界的法兰密封，需要对无测量杆螺柱的预紧力进行标定。以HTR-PM中 M56无测量杆螺柱为例，采用液压拉伸机对其进行标定试验，找到螺栓拉伸机拉伸预紧力与螺柱残余预紧力的关系曲线；分析了螺栓拉伸机拉伸前后导致螺柱残余预紧力下降的原因，再通过材料力学本构关系，建立了螺栓拉伸机拉紧力与螺柱回弹后残余预紧力的理论关系式。结果表明，试验获得的螺柱联接体系中的残余预紧力及螺母旋紧前的预紧力关系式都与理论分析比较接近；螺栓拉伸机相同出力下，实际设备管嘴法兰螺柱的残余预紧力会比标定值大，但这更有利于法兰面的密封。      

不锈钢膨胀石墨缠绕垫应用于核设备人孔密封

总结了用1:1钢质人孔模型容器对国产不锈钢膨胀石墨缠绕密封垫,在冷态力学性能试验的基础上置于大型热态试验台架回路中、以核岛主设备的实际运行工况和稍苛刻的参数,进行热态循环试验研究的结果。研究了其相当于启堆升温升压、正常运行和停堆降温全过程中螺栓力、人孔盖和人孔座法兰的转角、分离量的变化及其密封性。并模拟了其中一根螺栓断掉后对周围螺栓和总螺栓力及密封的影响。试验了该类型国产垫中杂质硫对回路水质的影响,分析了国产不锈钢石墨缠绕垫应用于核设备人孔密封结构中的可靠性。     

不锈钢膨胀石墨缠绕垫应用于核设备人孔密

总结了用1:1钢质人孔模型容器对国产不锈钢膨胀石墨缠绕密封垫,在冷态力学性能试验的基础上置于大型热态试验台架回路中、以核岛主设备的实际运行工况和稍苛刻的参数,进行热态循环试验研究的结果。研究了其相当于启堆升温升压、正常运行和停堆降温全过程中螺栓力、人孔盖和人孔座法兰的转角、分离量的变化及其密封性。并模拟了其中一根螺栓断掉后对周围螺栓和总螺栓力及密封的影响。试验了该类型国产垫中杂质硫对回路水质的影响,分析了国产不锈钢石墨缠绕垫应用于核设备人孔密封结构中的可靠性。