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...

皱曲是夹层结构的一种短波屈曲模式，通常发生于夹心较厚或夹心刚度较低的情况。由于模型规模的限制，在常规有限元建模时通常将夹层板模拟为二维板单元，这种方法忽略了面板和夹心在厚度方向上的相互作用，无法计算出皱曲模式。针对上述问题，本文首先介绍了一个计算夹层结构总体屈曲和皱曲的统一理论，并将此理论的计算结果作为理论解。为了同时计算总体屈曲和皱曲，本文利用MSC．Patran／Nastran有限元软件，建立夹层梁和夹层板的二维截面细节模型，分析了两种不同结构夹层梁的控制屈曲模式，并与理论解进行比较。最后讨论了当夹层板面板为复合材料时，铺层角度对屈曲载荷的影响，并与常规建模方式进行了对比。通过对结果的分析，给出了对夹层结构屈曲及皱曲分析的几点参考。

绝缘子及瓷套是变电站运行的重要组成设备，在运行中长期承受机械负荷，使附加应力增大，若绝缘子存在微小缺陷，就可能造成损坏。因此，为确保电网的安全运行。必须开展对绝缘子的无损检测研究。本文分析了支柱绝缘子及瓷套裂纹检测技术现状，阐明了超声波探伤的可行性。着重研究了采用爬波测定近表面裂纹深度及采用纵波斜探头测定内部和对称侧缺陷的工艺方法，同时也介绍了在实际中的应用。

介绍了清水混凝土在常州高架二期工程中的应用。通过实际工程,具体阐述了清水混凝土的配合比设计、原材料质量控制以及施工技术要点。

基于材料的第一应力不变量和应力偏张量第二应力不变量,给出了同时考虑拉伸、压缩、剪切强度参数影响下的三参数广义强度准则。该强度准则公式严格满足纯拉伸、纯压缩、纯剪切情况下的强度值,在物理意义上体现了静水压力和静水拉力对材料强度的不同影响和剪切强度对应力偏张量的影响。基于此三参数广义强度准则,讨论了材料在各种典型应力状态下的强度包线,并同传统的强度准则进行了比较分析。最后,以ROHACELL闭孔PMI泡沫为例,给出了三种典型泡沫材料的强度破坏包线曲线和试验验证数据,比较结果证明,采用该强度准则可以较好地预测ROHA-CELL刚性泡沫材料的破坏强度。

为研究水下井口头系统密封总成与套管悬挂器外壁接触应力的变化规律,以密封体内凸缘为研究对象,在密封机理分析的基础上,建立了密封总成安装力学模型,分析了驱动套筒位移载荷、环槽宽度和过盈量对接触应力的影响规律。分析结果表明在内凸缘半径一定时,内凸缘与套管悬挂器外壁的接触应力与挤压力有关,驱动套筒位移载荷、环槽宽度和过盈量都会对挤压力产生影响,通过调整三者参数的大小,内凸缘接触应力也会随之发生变化;在环槽宽度为定值的条件下,内凸缘与套管悬挂器外壁的接触应力随着位移载荷的增大而增大;位移载荷在10~22 mm时,接触应力随着过盈量的增大而逐渐增大;在过盈量为定值的条件下,内凸缘与套管悬挂器外壁的接触应力随位移载荷的增大而增大,但增幅逐渐减小。所得结果可为水下井口头系统密封总成的结构设计与研究提供理...

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

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。

气动齿轮马达由于具有许多优点，在工程中广泛应用。根据气动齿轮马达的结构和工作原理，按照流体力学方法计算了气动齿轮马达的理论耗气量；并计算了齿轮马达径向泄漏的耗气量和轴向泄漏的耗气量。最后对一种锚杆钻机使用的气动齿轮马达进行了参数计算，并通过实验验证了该方法。