管板孔不同开槽宽度对胀接接头拉脱力的影响

随着计算机技术的快速发展,CAE技术也越来越多的应用到工程技术领域。采用计算机有限元技术,在对换热器管板在开槽宽度不同情况下,对液压胀接接头拉脱力的有限元进行模拟分析。使用ANSYS软件进行三维建模,并施加载荷及边界约束条件进行模拟计算。根据理论设计参数进行实验,将实验结果与有限元模拟结果进行比较,结果发现:拉脱过程中支反力最大值发生在拉脱起始阶段,开槽宽度越大,拉脱力越大;当开槽宽度小于6mm时,理论与实验结果非常接近;当开槽宽度大于6mm时,理论与实验结果随宽度增大而相差越大,主要是由于管子和槽边缘之间的严重的“刮蹭”引起的。     

Pu催化HNO_2氧化U(Ⅳ)的研究

研究了Pu存在条件下HNO2氧化U(Ⅳ)的反应,并考察了HNO2浓度、反应温度、HNO3浓度、Pu浓度对U(Ⅳ)氧化速率的影响。结果表明:Pu对HNO2氧化U(Ⅳ)的反应具有显著催化作用;获得了Pu催化条件下HNO2氧化U(Ⅳ)的动力学方程:-dc(U(Ⅳ))/dt=kc(U(Ⅳ))c1.3(HNO3)c1.3(NO-2),得到了29℃时的反应速率常数k=(0.69±0.04)L2.6/(mol 2.6·min)。并对反应历程进行了探讨。     

核电项目质保分级和质保要求分等现状与建议

本文对目前国内一些核电厂、核工程设计院有关物项和服务的质保分级以及影响质量活动的质保要求分等的现状进行了分析,指出了质保分级存在的问题,尤其是影响质量活动的具体质保要求及其分等方面存在的具有普遍性的问题。通过对美国的质保大纲分类及其标准的分析以及有关规定的解析,提出了解决质保分级和质保要求分等问题的具体思路和方法的建议。     

乏燃料后处理厂高放废液和废有机溶剂处理系统典型安全问题分析

乏燃料后处理过程会产生大量的放射性废液,需要对其进行净化处理。本文介绍了高放废液处理系统、高放废液贮存系统和废有机溶剂处理系统,分析了需要关注的安全问题,并讨论相应的预防措施、探测手段和纠正措施,为商用后处理厂废液处理系统的设计和事故分析提供了参考和建议。     

核电材料Cv值的要求

冲击韧性Cv值是核级设备材料的一项很重要的指标,也是核电材料与常规材料的重要差别之一。本文汇集了各安全等级的设备材料的Cv值要求,可供核电设备设计、评审时应用。     

HAF003修订中一些问题的探讨

基于对国内外核电质量保证实践的对比分析与研究,论述了在《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)的修订过程中需要考虑和关注的事项,涉及管理职责、独立评价、设计控制和采购控制等24个问题,以期为国家核安全局主持的HAF003修订工作提供参考和建议。     

某核电厂主泵-主管道焊缝冲击韧性偏低不符合项的审评

针对某核电厂主泵-主管道焊缝材料冲击韧性偏低这一不符合项,根据目前我国的核安全法规和俄罗斯有关的标准规范并结合国际上通用的核标准,针对这一不符合项提出了自己的审评见解和解决方案.并对该核电厂今后的运行提出了安全要求.     

软水密闭循环冷却水工艺在酒钢7#高炉的应用

通过对酒钢7#高炉软水循环冷却水系统工艺介绍,分析了不同系统工艺在运行中存在的问题,提出相应改进措施和意见建议.     

钢管为拉撑件的蜂窝夹套有限元分析

采用有限元法对一种以钢管为拉撑件(管钉)的蜂窝夹套进行了应力分析，并借助参数化有限元模型对管钉不同布局型式和不同结构尺寸下结构的应力强度值进行比较分析，提出了这种管钉连接式蜂窝夹套的优化结构尺寸搭配范围。     

核电材料Cv值的要求

冲击韧性Cv值是核级设备材料的一项很重要的指标，也是核电材料与常规材料的重要差别之一。本文汇集了各安全等级的设备材料的C 值要求，可供核电设备设计、评审时应用。