300MW核电站反应堆压力容器密封性能综合研究 |
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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). |
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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 |
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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) |
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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。
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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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