对M310型核主泵专用屏蔽转运桶进行设计研究,使屏蔽转运桶的屏蔽能力、结构强度满足GB 11806规范的要求。通过采用QAD-CG程序进行屏蔽计算、使用Co-60放射源实测衰减倍数、屏蔽验证计算相结合的方法开展了屏蔽能力设计。通过采用LS-DYNA有限元仿真模拟跌落试验与ANSYS-structural有限元仿真模拟运输加速度冲击试验相结合的方式开展了结构强度设计。在实测最小剂量率衰减倍数为110倍时,表面最大剂量率为0.24 m Sv/h、距表面2 m处最大剂量率为0.46 m Sv/h,小于规范限值。在0.3 m跌落试验仿真分析中,最大应变为1.81%,最大比较应力为554.36 MPa,小于ASME标准限值。在2g运输加速度冲击试验仿真分析中,薄膜应力强度为50.02 MPa、薄膜加弯曲应力强度为50.34 MPa,小于ASME标准限值。屏蔽转运桶的屏蔽能力、结构强度满足GB11806规范的要求。

稳压器是反应堆辐照考验回路的关键设备之一,用于控制冷却剂的压力波动,防止系统超压。文中设计了由电加热元件、喷淋阀、安全阀组成的压力控制系统,并规定了压差信号在-0.17~0.52 MPa范围内变化时各个调节单元的工作流程,达到了压力控制的目的。还设计了由液位监测仪表和补水系统组成的液位控制系统,并通过建立稳压器气腔的平衡方程,得到了在正常波动和泄漏工况下液位高度与压力的关系式,并根据该关系式规定了稳压器的液位控制流程。在建立压力控制系统与液位控制系统的基础上,进一步开展了稳压器本体、波动管、喷淋头、电加热元件、内部构件、支撑部件、安装部件的结构设计。为验证稳压器的结构满足RCC-M规范的要求,文中还对稳压器在设计工况、正常工况、异常工况、试验工况下的受力特性展开了分析,分析结果证明稳压器各个部位...

利用有限元数据分析的方法对振动过程进行仿真研究。获得振动过程中结构的内力、位移等数据。分析过程完全在计算机中完成，避免了复杂的实验工作，也可以避免仪器的系统误差与操作不当造成的失真。数值计算方法研究振动过程具有分析过程简单，控制与操作方便，分析结果详细、形象的优点。

目前,国内核电站的乏燃料一般暂存在反应堆保存水池中,随着运行年限的增加,保存水池贮存的乏燃料日趋饱和,急需使用乏燃料运输容器将冷却到一定年限的乏燃料运往最终处置场,因此国内对大型乏燃料运输容器的需求也日益紧迫。此外,随着核... 展开更多

旋转式屏蔽门广泛应用于开放型放射性实验室和反应堆配套设施中,为实现其自动启闭功能,文中研制出一套旋转启闭式门控装置,通过特殊的结构设计和设计计算,该装置具有通用性好、适应性强、安全性和可操作性高等特点,并兼具手动功能,极大地提高了重型屏蔽门的操作便捷性,可应用于各种放射性场所中不同结构的旋转式屏蔽门的自动启闭;研制过程中,利用有限元分析软件ANSYS对装置进行了数值计算,结果表明：装置的结构强度满足要求。试验验证结果证实该旋转启闭式门控装置满足屏蔽门自动启闭的要求。

在研究堆退役工程的源项调查工作中,采用先进的水下γ测量技术,获得准确的辐射场分布是很重要的工作。传统γ测量方法给实际的测量工作带来很大困难,根据传统测量技术的不足特设计了一套水下γ测量系统。文中介绍了研究堆水下γ测量系统的工作原理、系统组成、系统特点及系统性能,为以后水下γ测量系统的设计提供了先进经验,因此该系统的设计具有很重要的理论意义和实用价值。

在核电和核动力技术中,燃料组件自主化设计是核心技术之一,按照国家相关法规要求,新型燃料组件在投入工程应用前必须进行堆内辐照考验研究,验证其设计的合理性和安全性,然而辐照装置是实现燃料组件在试验堆内辐照考验的关键设备。文中结合中国高通量工程试验堆的特点,研制成功了适用于水冷反应堆燃料组件辐照考验的辐照装置,掌握了设备设计的关键技术,并达到相关辐照技术指标要求。

主泵是核电厂运行的核心设备之一,为保障核电厂运行安全,主泵的水力部件必须定期送往检修站检修,目前国内还未有该类型的放射性运输容器。结合主泵水力部件运输容器研发项目,依据国内法规和标准要求,利用ANSYS对该运输容器进行跌落分析研究,并采用适宜的评价准则进行评价,验证其强度满足设计要求。该研究为国内首台主泵水力部件运输容器的结构设计和安全分析提供技术支持,同样对其他放射性运输容器设计具有借鉴作用。

阐述了高温高压辐照装置结构设计的目的与重要性。对辐照装置总体结构和关键组件进行了介绍。建立了高温高压辐照装置应力分析模型,在不同工况下对整体结构进行了模态分析、抗震分析和热应力分析,并在组合工况下对接管应力进行分析。分析结果表明,高温高压辐照装置结构设计合理、力学评价满足RCC-M规范要求。