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300MW核电站反应堆压力容器密封性能综合研究
引用本文:曲家棣,盛贤科,窦一康,王佩珠,谢世球,乔文浩,陈仁錩.300MW核电站反应堆压力容器密封性能综合研究[J].中国核科技报告,1989(1).
作者姓名:曲家棣  盛贤科  窦一康  王佩珠  谢世球  乔文浩  陈仁錩
作者单位:上海核工程研究设计院 (曲家棣,盛贤科,窦一康,王佩珠,谢世球,乔文浩),上海核工程研究设计院(陈仁錩)
摘    要:概述了根据调研确定的300MW核电站反应堆压力容器密封性能综合研究的总体构思,给出了密封分析程序系统的建立与试验校核的主要研究结果,叙述了密封元件的研制和测试以及热态密封试验与热分析。据此,论述了秦山电站核容器的密封性能,提出了容器类型和密封判据等分类概念,说明了两个观点,即密封变形分析应作为客器总体应力分析的基础及瞬态密封分析中,热-接触耦合的要点在于确定螺栓温度滞后产生的螺栓载荷热增量,阐述了对密封机理的认识,最后对水压试验的热当量等作了讨论。

关 键 词:反应堆压力容器  容器密封性能程序系统  热瞬态
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