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1.
石辰蕾 《中国原子能科学研究院年报》2007,(1)
CARR堆芯容器是堆本体中极为关键的部件,采用材料为6061-T6A1。设计寿命10年。通常条件下,壳体的完整性是不会发生破坏的,但在反应堆运行期间堆芯容器要经受较强的热中子辐照,随着热中子注量的增加,壳体用铝材的机械性能将发生劣化,如屈服强度将增加,断裂韧性将下降。特别是材料变脆后,可能导致壳体的完整性受损,而设置辐照监督装置(图1)的目的就是为了检测堆芯容器用材料在寿期内各项性能是否满足设计使用要求。 相似文献
2.
CARR堆芯容器材料采用6061-T6铝。ASME CodeCase N-519阐明,由于中子辐照导致6061-T6铝脆化和降低延性,因此,对于使用这种材料的堆芯容器必须制定辐照监督大纲,用于监测材料力学性能变化,特别是断裂韧性的降低程度,以便进行安全评审和经济效益的权衡,从而合理地确定堆芯容器的使用寿命。为保证今后辐照监督试验的进行, 相似文献
3.
CARR的堆芯容器是一内径为φ459 mm、壁厚10 mm的承压筒体。它是轻水与重水的边界,又 相似文献
4.
CARR全堆芯流致振动试验是在CARR堆1:1试验模型上,进行堆内构件流致振动试验,属于工程验证试验。CARR堆与压水堆结构不同,堆芯结构较小,柔性件更多,流场复杂,堆芯流速高,流致振动问题较为突出,因此,通过流致振动试验确定堆内各重要构件的振动特性和在各种运行工况下的流致振动响应(频率、应变、振幅),找出本体结构设计的薄弱环节,以便为可能的设计修改提供参考依据,按照有关规范评定各部件在设计寿期内因流致振动而产生的疲劳特性以及为安全评审提供重要依据。 相似文献
5.
张占利 《中国原子能科学研究院年报》2007,(1)
填充支承体位于主筒体内,其上端与主简体径向配合,下端与重水箱下封头底座通过螺栓轴向固定,在反应堆寿期内,填充支承体为可更换部件。填充支承体为整体内多边形结构(图1),对燃料组件起定位支承。 相似文献
6.
CARR堆芯容器主筒体为反应堆冷却剂压力边界的一部分,它与膨胀节组件、重水箱组件等其它零件保证了压力边界的完整性。在本部分压力边界中,堆芯容器主简体和膨胀节法兰、重水箱下封头底座连接处的密封为压力边界最薄弱的部分,所以,此处的密封结构和密封圈的性能就尤为重要。为此,做了如图1所示的模拟验证装置。 相似文献
7.
范月容 《中国原子能科学研究院年报》2002,(1):9-9
CARR共设置9个水平孔道:即冷源孔道、烫源孔道、中子多过滤束孔道、长切向孔道、备用孔道和4个热中子束孔道。它们分布于堆芯周围,穿过重水箱、堆水池及生物屏蔽层,其中冷源孔道的中子束流引出到中子导管大厅,直线距离数十米长。 相似文献
8.
石辰蕾 《中国原子能科学研究院年报》2002,(1):8-9
CARR导流箱是堆本体结构的重要部件,位于堆水池中水面以下约10 m处,主回路冷却剂管道直接与其相连,底部支撑堆芯容器的上端,上盖板组件上固定有19根垂直孔道和2根安全棒导管。 相似文献
9.
某核电厂辐照监督管运输容器的研制 总被引:1,自引:0,他引:1
为将某核电厂机组运行期间抽取的反应堆压力容器辐照监督管运输至分析单位进行检验,需特别研制一种运输容器。该运输容器能够可靠装载反应堆压力容器辐照监督管,实现监督管的公路运输,并且能够满足监督管取出至热室进行切割检验操作的要求。该运输容器的研制采用设计与试验验证相结合的方法,设计工作主要包括容器的屏蔽计算、结构设计和力学评定,试验内容主要包括容器的贯穿试验、自由下落试验以及屏蔽性能试验。结果表明,研制的辐照监督管运输容器满足功能要求,并符合GB 11806—2004标准的规定。目前,本运输容器已完成首根辐照监督管的运输任务。 相似文献
10.
石辰蕾 《中国原子能科学研究院年报》2007,(1)
CARR导流箱(见图1)是堆本体的重要组成部件。导流箱作为CARR分配主冷却剂容器,既是反应堆系统压力边界的一部分,又是堆芯容器自然循环冷却系统的组成部件;并为反应堆内的冷却剂入口总管、垂直孔道、2根停堆安全棒、堆芯容器、自然循环瓣阀等设备提供支撑定位。 相似文献
11.
辐射防护监测系统是中国先进研究堆(CARR)的一个重要辅助系统,对系统中燃料破损辐射监测、主控室可居留性辐射监测和烟囱排风辐射监测三方面进行了设计优化。设计优化后的结果是在满足系统功能,把握"安全可靠,经济适用"的原则下,使优化后设计更加符合CARR运行的实际需要。 相似文献
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