分类: 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间: 2024-06-03
摘要: 针对小比例尺度试验数据在安全壳性能分析软件确认过程中的适用性问题,基于安全壳内压力响应过程相似分析提出了试验数据适用性分析方法,并结合试验参数开展了HDR、Battelle和CVTR等安全壳试验数据对华龙一号大破口失水事故(LBLOCA)、主蒸汽管道破裂事故(MSLB)的适用性研究。研究结果表明,事故条件下安全壳内压力响应过程及其关键现象的相似准则数,可用于分析不同安全壳试验对目标电厂的适用性。HDR ISP-16&23、Battelle CASP-1&2和CVTR T3等试验工况的合理组合能够复现LOCA、MSLB等事故条件下HPR1000安全壳内因破口源喷放、安全壳壳体冷凝和壳内构件冷凝导致的压力瞬变过程,模拟失真在可接受范围内或偏保守,适用于HPR1000安全壳热工水力响应分析软件的验证和确认。
分类: 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间: 2024-05-07
摘要: 蒸汽发生器传热管是压水堆核电站一回路的关键压力边界,正常运行及事故条件下的系统运行参数,直接影响着传热管结构的完整性。为进一步对传热管的结构响应特性进行研究,建立了两种主流排列方式的传热管局部模型,并分别进行了正常运行和典型事故参数下的流固耦合计算和对比分析,获得了一、二次侧流体共同作用下的传热管关键部位的载荷变化规律。结果表明,在相同的流动条件下,传热管叉排模型的应力和变形均大于顺排模型;传热管根部横截面的等效应力沿壁厚方向先减小再增大,中部横截面的等效应力沿壁厚方向呈现近似线性降低;在传热管根部区域,内、外壁面的等效应力沿轴向高度先迅速降低而后快速升高,并形成应力平台。
分类: 材料科学 >> 材料科学(综合) 提交时间: 2023-03-31 合作期刊: 《腐蚀科学与防护技术》
摘要: 介绍了压水堆核电站机械设备材料(包括奥氏体不锈钢和镍基合金)应力腐蚀问题的国际及国内研究和工程现状,在分析国内压水堆核电站设备材料失效案例的基础上,对国内核电站设备材料应力腐蚀的预防、缓解和处理提出了建议。