國(guó)內(nèi)外反應(yīng)堆壓力容器研究熱點(diǎn)主要集中在以下方面。
1、由美國(guó)能源部倡導(dǎo)發(fā)起,在第4 代核能系統(tǒng)國(guó)際論壇組織下,第4 代先進(jìn)核能系統(tǒng)正朝著既定方向研究發(fā)展 ,其中作為關(guān)鍵技術(shù)之一的反應(yīng)堆壓力容器材料選擇、設(shè)計(jì)、制造等一直都為研究的熱點(diǎn)與焦點(diǎn)。
2、 隨著20 世紀(jì)六七十年代國(guó)外大規(guī)模建造的核電站運(yùn)行時(shí)間接近設(shè)計(jì)壽命,急需反應(yīng)堆壓力容器壽期評(píng)估與延壽分析論證,國(guó)外有美國(guó)核管會(huì)、美國(guó)西屋公司等、國(guó)內(nèi)主要有核工業(yè)728 設(shè)計(jì)院、核動(dòng)力設(shè)計(jì)院等[37 ]機(jī)構(gòu)開展了這方面的工作,并已取得階段性的研究成果。國(guó)內(nèi)反應(yīng)堆壓力容器材料存在的主要問(wèn)題就是材料的制造國(guó)產(chǎn)化,特別是大型鑄鍛件的冶煉、機(jī)械加工方面的國(guó)產(chǎn)化。其中中國(guó)第一重型機(jī)械集團(tuán)近年來(lái)在國(guó)家的大力支持下,實(shí)施鑄鍛鋼基地及大型鑄鍛件自主化改造項(xiàng)目,在能力水平上都瞄準(zhǔn)了世界一流。2100433B
國(guó)際上反應(yīng)堆容器材料大型鍛件制造商主要有日本制鋼所(J SW) 、法國(guó)克魯索、韓國(guó)斗山重工等。其中J SW 整體技術(shù)水平世界領(lǐng)先,2007 年產(chǎn)鍛件8. 7 萬(wàn)噸,它擁有600t 級(jí)鋼錠制造能力,裝備有2 臺(tái)300t 煉鋼天車、100t 電渣重熔爐。法國(guó)克魯索公司擁有空心鋼錠制造技術(shù),在筒形鍛件制造上獨(dú)占鰲頭。斗山重工的生產(chǎn)能力世界最大,2007 年生產(chǎn)鍛件12 萬(wàn)噸。
我國(guó)有3 大重型機(jī)械廠,都擁有12000t 自由鍛造水壓機(jī),可供生產(chǎn)核電壓力容器大鍛件之用。一重有生產(chǎn)船用小型反應(yīng)堆設(shè)備的經(jīng)驗(yàn),二重有生產(chǎn)高壓容器條件,三重曾為秦山一期核電站生產(chǎn)過(guò)壓力容器鍛件,他們?cè)趧趧?dòng)生產(chǎn)率和技術(shù)水平上與國(guó)外先進(jìn)水平之間差距正在縮小。
制作反應(yīng)堆容器的材料具備良好的純凈度、致密度、成分和性能均勻性,在中高溫度下具有優(yōu)良的力學(xué)性能(強(qiáng)度、塑性、沖擊韌性、斷裂韌性等) 、冶金質(zhì)量及良好的耐蝕性、焊接性和抗輻照的性能(中子輻照脆化敏感性低) 、熱穩(wěn)定性、加工性等。其中,以面對(duì)活性區(qū)的筒體段材料性能要求最高。
獨(dú)立基礎(chǔ)正常定義布置,不需要考慮柱子。
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這是梁的名稱設(shè)計(jì)制圖時(shí)被制作成CAD圖塊了,可在天正或CAD中把梁的名稱分解;
反應(yīng)堆壓力容器的作用是:
1、裝載著活性區(qū)及堆內(nèi)所有構(gòu)件,對(duì)堆芯具有輻射屏蔽作用,在頂蓋上安裝著控制棒管座及其驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu),承受很大的機(jī)械和動(dòng)載荷;
2、作為承壓邊界,密封高溫高壓含放射性的一回路冷卻劑并維持其壓力,承受動(dòng)載荷和溫度載荷;
3、作為第二道屏障,在燃料元件破損后有防止裂變產(chǎn)物外逸的功能。
反應(yīng)堆容器是由反應(yīng)堆容器和頂蓋組成,前者由下法蘭(含接管段) 、筒體和半球形下封頭組焊而成,頂蓋由半球形上封頭和上法蘭焊接組成(或者為一體化頂蓋) 。上下法蘭面之間用兩道自緊式空心金屬(高鎳耐蝕合金In2718 或1828 鋼)“O”形環(huán)密封。為了避免容器內(nèi)表面和密封面腐蝕,在壓力容器內(nèi)壁堆焊有大于5mm 厚的不銹鋼襯里( 過(guò)渡層309L(00Cr23Ni11) 308L (00Cr20Ni10) ) 。為防止外表面腐蝕,壓力容器外表面通常涂漆保護(hù)。
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針對(duì)田灣核電站反應(yīng)堆壓力容器材料構(gòu)件的應(yīng)力強(qiáng)度因子參數(shù),分別采用了俄羅斯制定的ПНАЭГ-7-002-86方法和筆者提出的計(jì)算方法進(jìn)行了計(jì)算分析與比較論證.獲得了如下結(jié)論:對(duì)于相同的試驗(yàn)工況,提出的應(yīng)力強(qiáng)度因子計(jì)算方法與俄羅斯ПНАЭГ-7-002-86計(jì)算方法相當(dāng),比其數(shù)值略大.這是由于考慮了裂紋尖端的塑性變形特性,從影響裂紋尖端物理場(chǎng)的角度提出了應(yīng)力強(qiáng)度因子的計(jì)算方法,從而導(dǎo)致此計(jì)算方法更為保守安全.
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某核電站反應(yīng)堆壓力容器法蘭螺栓在工程調(diào)試期間出現(xiàn)了螺栓咬死問(wèn)題,經(jīng)現(xiàn)場(chǎng)處理后發(fā)現(xiàn)螺孔螺紋出現(xiàn)了損傷,針對(duì)出現(xiàn)的問(wèn)題,對(duì)螺栓咬死的原因進(jìn)行了分析,明確了螺栓咬死的根本原因。針對(duì)存在的問(wèn)題,現(xiàn)場(chǎng)分別采取手動(dòng)拆卸,切削鉆取等方法將卡澀的螺栓取出,并對(duì)螺孔螺紋進(jìn)行了處理,有效解決了現(xiàn)場(chǎng)設(shè)備問(wèn)題。
本詞條由“科普中國(guó)”科學(xué)百科詞條編寫與應(yīng)用工作項(xiàng)目 審核 。
核反應(yīng)堆壓力槽,也稱反應(yīng)堆槽、反應(yīng)器壓力槽、壓力艙、壓力殼。是壓水反應(yīng)堆的主要設(shè)備之一。反應(yīng)堆壓力槽收納并固定壓水堆的核反應(yīng)堆及爐內(nèi)構(gòu)件,為維持核反應(yīng)所需壓力,并限制核反應(yīng)在其內(nèi)部進(jìn)行的壓力容器。
球床反應(yīng)堆的最大優(yōu)點(diǎn)是它本身比較安全。當(dāng)球狀燃料的溫度增加時(shí),鈾238吸收中子的速率亦會(huì)增加,令可供引致核裂變的中子減少。故此這種反應(yīng)堆可產(chǎn)生的能量有自然的限制。反應(yīng)堆的容器被設(shè)計(jì)成在沒有機(jī)械幫助下,散熱會(huì)多于核燃料自然產(chǎn)生的熱能。因此從理論上,球床反應(yīng)堆不可能出現(xiàn)核芯熔解。而且由于核燃料是被包圍在燃料球之內(nèi),若果一個(gè)燃料球爆裂,亦只會(huì)釋放出較少的核燃料。
球床反應(yīng)堆比一般輕水式反應(yīng)堆的運(yùn)行溫度較高,故此球床式能夠以更少的核燃料,產(chǎn)生較多的動(dòng)能。
球床反應(yīng)堆可以無(wú)需使用控制桿,以溫度控制反應(yīng)堆的輸出功率。這樣反應(yīng)堆的設(shè)計(jì)便毋需考慮控制桿插進(jìn)深淺程度不同時(shí)對(duì)中子的影響;而且輸出功率可以根據(jù)需求,透過(guò)控制冷卻劑的流量或密度而快速增減。部分球床反應(yīng)堆仍然有保留控制桿,以便維修時(shí)使用。