共查询到20条相似文献,搜索用时 125 毫秒
1.
《中国核电》2020,(3)
燃料组件压紧力受多个因素的影响,当前的确定论方法中,采用保守的假设,这些参数均取对燃料组件压紧最不利影响的值。随着目前工程上燃料组件燃耗的不断提高,采用这种方法已不能满足各工程项目的要求。文章研究了蒙特卡洛方法在压紧力计算中的运用,通过与目前在工程上采用的确定论分析方法的计算结果进行对比。采用蒙特卡洛方法能够获得更大的压紧力裕量,减小了分析方法及保守的假设带来的过度保守性,更能满足工程上对压紧的要求。文章还对比了最大压紧力和最小压紧力之间的极差的变化,分析了两种压紧力计算方法结果的离散度。采用蒙特卡洛方法计算的燃料组件压紧力极差更小,离散度低,数据更精确,为设计压紧系统时避免过大的压紧力提供指导。 相似文献
2.
3.
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。 相似文献
4.
5.
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。 相似文献
6.
7.
在模拟水环境下,对堆内构件压紧弹簧的缩比试样进行了刚度试验,并与有限元模拟、基于小扰度理论模型和大扰度随动模型的分析结果进行比较分析。结果表明,当摩擦系数按文献实验测值0.189取值时,有限元模拟、基于小扰度的理论模型和大扰度随动模型计算所得的刚度值均与试验所得的相近;卸载稳定段的刚度均明显小于加载稳定段的,是加载时的0.6倍左右。有限元模拟分析进一步阐明,在压紧弹簧变形过程中,压紧弹簧的截面存在转动,它与垫板之间的接触点并不是固定的,在加载和卸载过程中存在来回的径向位移。并且压紧弹簧接触面上的摩擦力方向是相反的,使得压紧弹簧在加载和卸载过程的刚度存在较大的差别。较小扰度理论模型、考虑压紧弹簧截面转动和接触点径向位移的大扰度随动模型所得的结果与有限元模拟更为接近。 相似文献
8.
燃料组件压紧板弹簧的刚度设计对其安全服役起着至关重要的作用。通过引入INCONEL 718合金的Johnson-Cook非线性本构关系,拟合了不同中子辐照剂量下INCONEL 718合金的Johnson-Cook非线性本构模型;建立了压紧板弹簧系统的有限元模型,开展了不同因素对压紧板弹簧刚度特性的影响研究。结果表明:温度、加载次数、幅值的增大会导致压紧板弹簧在循环加载下出现不同程度的软化,而加载速率的增大会使压紧板弹簧的刚度出现硬化。本文研究可为燃料组件中的压紧板弹簧刚度设计提供参考。 相似文献
9.
在模拟水环境下,对堆内构件压紧弹簧的缩比试样进行了刚度试验,并与有限元模拟、基于小扰度理论模型和大扰度随动模型的分析结果进行比较分析。结果表明,当摩擦系数按文献实验测值0.189取值时,有限元模拟、基于小扰度的理论模型和大扰度随动模型计算所得的刚度值均与试验所得的相近;卸载稳定段的刚度均明显小于加载稳定段的,是加载时的0.6倍左右。有限元模拟分析进一步阐明,在压紧弹簧变形过程中,压紧弹簧的截面存在转动,它与垫板之间的接触点并不是固定的,在加载和卸载过程中存在来回的径向位移。并且压紧弹簧接触面上的摩擦力方向是相反的,使得压紧弹簧在加载和卸载过程的刚度存在较大的差别。较小扰度理论模型、考虑压紧弹簧截面转动和接触点径向位移的大扰度随动模型所得的结果与有限元模拟更为接近。 相似文献
10.
11.
12.
快中子脉冲反应堆爆发脉冲时堆体应力分布的数值模拟 总被引:1,自引:0,他引:1
为分析爆发脉冲时堆体构件的应力响应,建立了基于中国第二号快中子脉冲堆(CFBR-Ⅱ堆)的一个二维模型。采用M.C(蒙特卡洛)方法计算了模型的相对中子注量分布,推导了代替动力学方程的热加载关系式,并将计算得到的中子注量分布与实测结果引入热加载关系式中,用有限元程序计算了已知热加载情况下的几种构件的应力分布。分析认为,由于该方法能准确描述模型的几何结构.并且计算中引入了实测结果,因此,对于结构复杂的模型其计算结果应比通常采用的耦合计算方法更为合理。 相似文献
13.
14.
某反应堆燃料组件的运输采用铁路运输,燃料组件运输容器的代号为MTR-D,采用栓系系统固定运输容器.针对燃料组件运输容器MTR-D,已经完成了正常和事故条件下的安全性分析.为论证栓系系统是否满足强度方面的要求,是否能够保证货包不会前后、左右以及垂直方向的移动,本工作采用经验公式,计算了运输过程中货包承受的力,同时校核了压紧螺杆的稳定性.计算结果表明,运输栓系系统能满足铁路运输燃料组件的要求. 相似文献
15.
为了实现高效率的输运-燃耗耦合计算,本文基于拼接裂变矩阵理论提出了一种新的燃耗计算方法。拼接裂变矩阵方法使系统的裂变矩阵可以通过预先计算的数据库获得,再根据计算模型的实际工况,按照终点区域性质进行拼接。裂变矩阵数据库采用蒙特卡罗固定源计算得到,堆芯计算也不需要蒙特卡洛模拟,因此可避开耗时的临界计算。本文采用新的燃耗计算方法计算了一个典型两组件模型燃耗600有效满功率天(EFPD)的有效增殖因子和裂变源分布,结果表明燃耗-富集度复合修正比例可将裂变源均方根误差控制在0.7%以下,证明该算法的可行性。 相似文献
16.
形状记忆合金在法兰密封连接中的应用 总被引:1,自引:0,他引:1
形状记忆合金的记忆效应和超弹性可以用来补偿法兰密封连接由于蠕变松弛所造成的密封压紧力下降,提高法兰密封连接的可靠性.本文概述了目前国外形状记忆合金在法兰密封连接中的应用研究现状,对Ti-Ni-Pd、Ti-Ni-Hf、Fe-Mn-Si、Cu-Al-Ni和Ni-Al-Mn等合金在法兰连接上的应用前景作了初步探讨.分析认为,将形状记忆合金用于法兰连接中,除了需要考虑法兰密封连接的结构设计外,还需要积累大量基础研究数据,深入研究其记忆效应和母相状态下的压缩回弹特性,从而在对密封压紧力的稳定性和可靠性进行综合考虑后,开发出适用的高性能法兰密封连接. 相似文献
17.
《核动力工程》2018,(Z2)
单晶硅由辐照孔道进入高通量工程试验堆(HFETR)堆芯时会引入反应性扰动和影响局部的中子注量分布。本文使用蒙特卡洛核粒子输运程序(MCNP5)和蒙特卡洛核粒子输运扩展程序(MCNPX2.6)耦合建立了HFETR数学计算模型,通过临界计算验证了模型的可用性,模拟计算了不同质量单晶硅由8#辐照孔道进入堆芯所引入的阶跃反应性扰动,并分析了8 kg单晶硅由8#辐照孔道入堆对邻近电离室孔道内轴向中子注量分布的扰动情况。研究结果表明,单晶硅入堆所引入的反应性扰动很小,符合安全要求,对邻近电离室孔道内局部的中子注量分布存在一定影响,可能会对相应的中子探测仪表产生干扰。 相似文献
18.
为了验证双功能锂铅实验包层模块(DFLL-TBM)的中子学设计,中国科学院核能安全技术研究所·FDS凤麟核能团队利用14 MeV中子源开展了DFLL-TBM模型的中子学实验。实验中分别利用In、Al、Nb活化片和~6Li玻璃探测器测量了DFLL-TBM中子学实验模型中不同深度3个位置的活化反应率和产氚率。并利用蒙特卡洛模拟程序Super MC和FENDL3.1数据库进行了相应的模拟计算,计算值和实验值比较在10%以内吻合。结果表明计算值与实验值符合较好,所采用的计算程序和数据库适用于DFLL-TBM的计算设计。 相似文献
19.
断层屏蔽SPECT中角度函数的引入,使探测器收集到的粒子计数在不同的角度表现出有极大值,该极大值随点源的位置而变化,它包含了丰富的信息.论文在点源/均匀圆柱体水模型下推导了极大值出现的方程,并用数值计算和蒙特卡洛模拟进行了分析和讨论. 相似文献