整体螺栓拉伸机在反应堆压力容器开关盖操作中的应用及关键步骤分析

整体螺栓拉伸机用于反应堆压力容器开/关盖操作,可实现58根主螺栓的自动旋入/旋出以及同步均匀拉伸,可自动拧紧主螺母,并测量主螺栓拉伸量。本文结合实践经验,介绍和分析整体螺栓拉伸机在压力容器开/关盖过程中的应用及关键步骤,以期优化工作流程,提高开/关盖工作效率。     

反应堆整体螺栓拉伸机用调水平装置研究与设计

核电站机械设备具有大型化、重型化特点,在吊装及运输过程中难以保证水平度。针对该问题研究与设计了用于大型、重型设备吊装的调水平装置。该装置在反应堆整体螺栓拉伸机吊装与运输中得到了应用并有良好的工程应用反馈。     

反应堆压力容器螺栓拉伸机问题分析及处理

介绍秦二厂3、4号机组反应堆压力容器螺栓拉伸机采用的单体式螺栓拉伸系统自使用以来出现的典型故障。通过分析找出原因,并进行了有针对性的处理,保证了此设备在反应堆堆芯开关盖关键路径上安全可靠地工作。     

核反应堆压力容器螺栓拉伸机设计初探

通过对某核反应堆压力容器产品特点的分析,阐述螺栓拉伸机的结构特点、设计特点、设计原则及主要参数。     

反应堆压力容器主螺栓的选材和研究

本文叙述了秦山核电站30万千瓦反应堆压力容器主螺栓材料的选择和研制。对主螺栓用18CrNiWA钢锻件进行了全面性能研究,包括恒应变低周疲劳试验和高温应力松驰试验,使该钢种达到了核用途主螺栓材料的标准。     

核反应堆压力容器螺栓拉伸机设计初探

通过对某核反应堆压力容器产品特点的分析,阐述螺栓拉伸机的结构特点、设计特点、设计原则及主要参数.     

主螺栓拉伸机的研制

本文全面分析了螺栓拉伸机的结构特点，阐述了螺栓拉伸机设计原则和设计特点。该机成功地解决了大直径主螺栓在一下范围内准确预紧力和精确伸长量的问题，同时通过单台和成组试验标定了曲线图。     

反应堆压力容器螺栓预紧过程分析

以某核反应堆压力容器制造厂水压试验承载要求为基础,借鉴国内反应堆压力容器水压试验的螺栓预紧经验,采用ABAQUS有限元分析软件模拟该反应堆压力容器的三级预紧过程,分析螺栓预紧后的法兰变形及螺栓载荷变化情况,优化螺栓预紧控制程序。     

反应堆压力容器主螺栓孔修复方案探讨

反应堆压力容器作为核电厂不可更换的机械设备,其主螺栓孔的损伤修复一直是国内外研究的重点。以某核电厂受损的M155×4螺纹为例,考虑沿原螺旋线扩孔修复方案、重新加工新螺纹扩孔修复方案和衬套修复3种方案,并分别从螺纹的强度校核、残余伸长量的影响、密封面积校核等方面对修复方案进行分析评价,结果表明,3种方案在技术上都具有可行性,工程上应综合考虑多种因素,选用切实可行的修复方案,为反应堆压力容器主螺栓孔的修复提供了参考和借鉴。     

反应堆压力容器主螺栓螺纹疲劳分析方法

反应堆压力容器主螺栓螺纹是核岛设备疲劳分析中裕量偏小的典型部位之一。为优化螺纹疲劳数值分析方法,考虑主螺栓及主螺孔结构特点,从螺纹模型简化方式、应力提取及组合方式、瞬态温度和压力载荷叠加方式、疲劳强度减弱系数Kf取值及使用方法等方面,对反应堆压力容器主螺栓螺纹疲劳性能进行对比分析,总结出各因素对疲劳累积使用系数的影响规律,推荐一套较为合理、有效的计算方法,以提升螺纹疲劳分析裕量,从而为螺栓结构设计提供参考。     

反应堆压力容器金属O形环密封性能研究

采用MSC .Marc软件 ,对反应堆压力容器双道金属O形密封环进行弹塑性大应变接触分析 ,给出在不同压紧量下的回弹量 ,并与试验结果进行比较。     

ANSYS二次开发及其在压力容器热态密封分析中的应用

利用ANSYS软件中的二次开发工具APDL语言,并结合通用编程工具VB和Fortran,开发出了核压力容器法兰密封系统瞬态密封分析程序系统中的前后处理数据交换程序并修改了该程序系统的求解器。该系统以ANSYS前后处理工具建立有限元模型并进行结果处理,用自行开发的瞬态耦合热弹性接触分析程序进行计算分析。ANSYS与计算分析程序间数据接口由自行开发的专用程序自动完成。该系统以ANSYS为平台,具有一定的通用性。将系统用于工程实际问题的分析,和试验结果吻合良好。     

反应堆压力容器紧固件清洗设备研制

介绍了反应堆压力容器紧固件及其表面污垢的特点,结合紧固件清洗条件及要求,分析了常用的紧固件清洗方式,确定了适合反应堆压力容器紧固件清洗的技术方案,研制出相应的清洗设备。该设备布置灵活、且便于运输和系统扩展,并应用于工程实践。     

压力容器制造的质量控制探讨

压力容器是几乎所有工业生产、科学研究和人民生活中广泛使用的一种承压设备。这些设备的使用条件相当复杂,如高温、低温、高压等;介质特殊,如易燃、有毒、腐蚀等;有爆炸危险。一旦发生事故,破坏性非常大,会给国家、企业和人民生命财产带来巨大的损失。笔者结合生产实践,提出注重图样审查、焊接控制、外观和几何尺寸的控制等方面,来达到压力容器整体质量控制的相关要求,实现压力容器质量控制的目标。     

反应堆压力容器承压热冲击分析

依据法规要求和国外的研究成果 ,对压水堆核电厂反应堆压力容器承压热冲击 (PTS)的研究方法进行阐述。研究工作考虑和比较了不同的裂纹尺寸、不同的裂纹类型和不同的PTS瞬态的情况 ,进而确定该RPV在哪种裂纹和哪种瞬态下最危险。热弹性和热弹塑性两种材料模式运用于RPV的应力计算 ,分析中考虑了不锈钢堆焊层对断裂分析的影响。     

反应堆压力容器不锈钢焊接中铁素体的控制

对不锈钢焊缝的凝固模式以及铁素体对焊缝质量的影响进行分析,结果表明不锈钢焊缝中的铁素体含量决定了焊缝的凝固模式。当铁素体数FN在5~20之间时,可以防止凝固裂纹沿晶粒边界的扩展。由此提出控制不锈钢焊材化学成分的方法,可避免或减少不锈钢凝固裂纹的产生。经过对多种铁素体测量方法的综合分析,建议采用化学计算和磁性测定相结合的方法进行测定。     

反应堆压力容器模拟钢等温热时效的硬度研究

研究反应堆压力容器模拟钢（Cu含量大于0.25%wt）的等温热时效强化行为。模拟钢900℃固溶处理后水淬保留的过饱和Cu原子在时效过程中析出长大,使得材料出现强化。试验选取3个平行试样用30 kg载荷进行维氏硬度测量,每个样品测量五次,取平均值作为测量结果。结果表明,试样硬度随时效时间增加发生变化。在此基础上分析了时效强化曲线并得到了合金元素Ni对时效硬化峰时间及峰形的影响。     

浅析核电厂反应堆压力容器完整性问题

反应堆压力容器（RPV）作为核电厂重要主设备之一,其完整性直接影响到核电厂的安全运行,为了确保反应堆压力容器的完整性,需要在设计、制造、安装和运行过程中重点关注相关问题。介绍了反应堆压力容器的材质发展过程、反应堆压力容器的典型降级模式,并对产生降级的原因进行了分析,提出了下一步预防降级可采取的措施,以确保反应堆压力容器的完整性,进而为核电厂的反应堆压力容器的设计、制造、安装和运行维护阶段提供参考。     

地毯簇绒装备底布张力的模糊控制

通过对地毯簇绒装备底布张力的分析，建立了底布张力的数学模型，提出了用模糊控制解决底布恒张力问题的方法。仿真结果表明，所设计的模糊控制系统响应速度快，可以满足实时性和控制精度的要求。     

反应堆压力容器螺栓法兰连接设计与改进

反应堆压力容器（RPV）螺栓法兰连接设计应避免螺栓卡涩并减少螺纹损伤,在RPV主螺栓安装及运行过程中一旦发生主螺栓或螺孔螺纹损伤事故,势必会影响核电站安装或换料的正常进行,增加维修成本,进而影响整个核电站的经济效益。以M310堆型RPV为例,对主螺栓与法兰螺孔的设计进行分析和讨论,并结合核电厂安装及运行中出现的典型螺纹损伤案例,对螺纹损伤原因进行分析,最后对螺栓法兰设计提出改进建议,以减少RPV主螺栓和螺孔螺纹损伤事故,降低螺纹损伤的风险。