搜索结果: 1-15 共查到“核科学技术 反应堆压力容器”相关记录20条 . 查询时间(0.537 秒)
利用神经网络方法研究合金元素对反应堆压力容器钢辐照脆化的影响
反应堆压力容器钢 神经网络 辐照脆化 合金成分
2020/11/20
反应堆压力容器（RPV）作为压水堆中不可更换的关键部件之一，其安全和稳定是决定反应堆安全经济运行的重要因素。RPV钢的辐照脆化问题是制约RPV在堆内安全服役的关键。RPV钢的辐照脆化与其合金成分关系密切。本文利用神经网络方法研究了RPV钢中关键合金成分（Cu、Mn、Ni、Si、P）与辐照脆化之间的关系。研究结果表明，基于神经网络方法得到合金成分与辐照脆化的关系与传统认知基本一致，辐照脆化对Cu含量...
严重事故下反应堆压力容器下封头耦合烧蚀传热分析
反应堆压力容器 堆内滞留 壁面沸腾 耦合烧蚀传热
2020/10/20
核电站严重事故发生后，反应堆压力容器（RPV）固壁在熔池作用下会发生烧蚀、减薄。开展RPV下封头耦合烧蚀传热分析对堆坑注水有效性论证和RPV剩余壁厚确认有重要的理论指导意义。本文以CPR1000反应堆压力容器为研究对象，在FLUENT 17.2平台下，基于动态网格方法和UDF二次开发，构建了综合考虑RPV固壁瞬态烧蚀与导热、RPV内壁热流密度再分布及RPV外壁过冷沸腾的全耦合计算模型，获取了9 0...
2020年8月20日，孟加拉国科技部长Yeafesh Osman在接受采访时表示，由俄罗斯国家原子能公司（Rosatom）制造的卢普尔（Rooppur）核电厂1号机组（1200 MWe）反应堆压力器及蒸汽发生器已发运，预计将于2020年9月底或10月初运抵孟加拉。
2020年3月18日, 原子能院圆满完成反应堆压力容器辐照监督试样及容器运输任务，比原计划提前了一周。该项任务的完成，体现了合作共赢精神，树立了原子能院的市场信誉，为原子能院以后争取国内核电辐照监督项目奠定了良好基础。
2020年3月18日, 原子能院圆满完成反应堆压力容器辐照监督试样及容器运输任务，比原计划提前了一周。该项任务的完成，体现了合作共赢精神，树立了原子能院的市场信誉，为原子能院以后争取国内核电辐照监督项目奠定了良好基础。
某核电站反应堆压力容器(RPV)制造期间超声检测（UT）显示，顶盖法兰内壁面堆焊层熔合线附近出现大范围连续焊接缺陷，环向跨度大于8°，造成大范围低合金钢母材减薄。针对上述缺陷的产生开展了根本原因分析，结合技术现状给出补焊不锈钢的修复方案并展开详细的力学评价，从应力、疲劳和密封角度分析该缺陷对RPV性能的影响，论证了该修复方案的可行性。补焊不锈钢方案已得到工程应用，可为工程上类似问题的处理提供借鉴。
日前，高温气冷堆核电站示范工程2号反应堆压力容器顶盖准确落位于反应堆压力容器主法兰面上，实现示范工程安装的又一个重要里程碑节点。这一节点的完成标志着该反应堆内的核心设备基本完成安装，是反应堆进行整堆调试的重要条件。本次吊装的压力容器顶盖是反应堆封堆前最后一个安装的大型组件，总重量约80.5吨、最大直径约6.4米，吊装精度控制严格，就位过程需同时穿过垂直于顶盖下落方向的6根吸收球立杆，立杆与顶盖上要...
国产化反应堆压力容器C形金属密封环实现首次实堆应用（图）
国产化 反应堆压力容器 C形金属密封环 实堆应用
2016/10/31
2016年9月26日上午10时，由国家能源局、中国核电组织的专家进入秦山核电核岛厂房，对由中国核动力研究设计院设计、宁波天生密封件有限公司制造的用于核电站反应堆压力容器的关键密封部件，C形金属密封环在役后的状态进行了检查。6个小时后，专家组宣布：国产C形金属密封环运行可靠、满足设计要求，满足核电站安全运行的使用要求。
反应堆压力容器材料辐照脆化机理研究进展
反应堆压力容器 辐照脆化 机理
2011/7/20
反应堆压力容器（RPV）材料辐照脆化机理的研究是提高材料辐照脆化抗力、解释辐照脆化效应、建立辐照脆化预测模型的理论基础。开展RPV材料辐照脆化机理的研究不仅有助于认识辐照脆化现象的本质，建立科学的辐照脆化预测模型，改进RPV材料的成分设计和制造工艺，也有助于提高材料的辐照脆化抗力，对于改进RPV材料的性能具有重要意义。本文从RPV材料的发展和微观结构观测手段的进步两方面论述了RPV材料辐照脆化机理...
低铜合金反应堆压力容器钢辐照脆化预测评估模型
反应堆压力容器 辐照脆化 预测模型
2009/12/11
反应堆压力容器（RPV）材料辐照脆化预测评估对保证核反应堆安全运行、预防重大灾难性事故的发生具有重要意义。通过深入了解RPV材料辐照损伤机理和分析国外较为成熟的RPV辐照脆化预测模型，揭示了国外有关压力容器辐照脆化预测模型对低铜RPV辐照脆化预测的不足及其原因。在此基础上，发展和建立了适用于低铜RPV辐照脆化趋势的预测模型CIAE-2009。利用辐照性能数据对CIAE-2009模型进行了验证。结...
首台国产百万千瓦级反应堆压力容器制造成功
首台 百万千瓦级反应堆压力容器 制造
2009/6/17
6月15日，我国首台国产百万千瓦级反应堆压力容器——岭澳二期项目4#机组反应堆压力容器在广州制造成功并顺利发运。业内人士称，这代表我国核电关键设备国产化取得重大突破。
反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析
反应堆压力容器 a设计寿命 力学性能
2009/5/19
本文以百万千瓦级核电站（CNP1000）反应堆压力容器为例，分析研究了设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60a设计寿命反应堆压力容器的影响。针对不同的分析内容，选择反应堆压力容器具有代表性的部位，论证了60a寿期末反应堆压力容器结构的完整性。
反应堆压力容器出口接管力学分析
有限元 应力分析 疲劳分析
2009/5/19
在核电站的运行过程中，反应堆压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷。作为保证反应堆安全正常运行的重要部件，必须确保反应堆压力容器出口接管的完整性。本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应力强度和疲劳分析，得到出口接管的应力分布状况、最大应力及疲劳使用系数，并按照相关规范的应力限值对出口接管的计算结果进行评定。评定结果表明，出口接管满足规范的要求。
反应堆压力容器及蒸汽发生器不符合项分析技术
反应堆压力容器 蒸汽发生器 不符合项
2009/5/19
在反应堆压力容器及蒸汽发生器等设备的加工生产过程中，经常会因各种原因使产品出现与设计不符之处，即产生不符合项。经分析验证后可知，其中大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的。本工作总结核电站反应堆压力容器及蒸汽发生器易发生的部分不符合项的类型及处理方式，同时针对各类不符合项给出相应的力学分析方法。