房永刚
- 作品数：32 被引量：47H指数：5
- 供职机构：中华人民共和国环境保护部更多>>
- 发文基金：国家科技重大专项大型先进压水堆核电站重大专项更多>>
- 相关领域：核科学技术电气工程机械工程环境科学与工程更多>>
- 核安全一级主管道疲劳校核被引量：5
- 2015年
- 本文对某核电厂主管道疲劳及热棘轮进行了独立校核。校核采用基于RCC-M标准的ROCOCO软件,比较了RCC-M标准与ASME标准在核安全一级管道疲劳评价方面的差异。对比的主要方面包括疲劳设计的计算范围界定、一次加二次应力强度的计算方法、弹塑性修正系数的计算、动态载荷叠加方法等。通过对ROCOCO中与ASME标准不一致的算法进行修正,得到主管道冷段壁厚65 mm和55mm的疲劳使用系数和热棘轮设计裕量。结果表明:某核电厂主管道最小壁厚不能小于55 mm,55mm壁厚的热棘轮设计值达到许用值的95%。
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- LBB和BP在核电厂高能管道上应用的差异性研究被引量：1
- 2017年
- 在核电厂的管道设计中,普遍考虑了管道破裂及其产生的动态效应和环境效应,并将主管道和主蒸汽管道的双端剪切断裂作为核电厂的设计基准事故。然而,根据核电厂的长期运行经验反馈,发生双端剪切断裂的概率极低。通过不断的发展,核电设计者逐渐形成了一系列的理论,用以排除管道破裂的相关假设和防护措施,其中主要包括LBB和BP概念。本文进行了LBB和BP概念理论基础的相关研究,通过二者在第三代AP1000和EPR机组上应用的对比分析,总结了二者的差异,并给出了进一步提高LBB和BP应用的安全性的建议。
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- 关键词：设计基准事故
- 固定管板式热交换器应力分析被引量：1
- 2013年
- 管壳式热交换器因其可靠性高、适用性广泛成为很多工业部门中应用最广的热交换器。常规设计采用GB151—1999《管壳式换热器》中当量等效近似方法,该当量等效力学模型和实际结构存在较大差异,尤其对于大型高参数热交换器,若无法应用常规设计方法,必须进行分析设计。有限元方法是最常见的分析设计方法。本文应用ANSYS通用有限元软件,对某实验台用热交换器建立了有限元模型,模型分别采用实体单元和梁、壳单元对固定管板式热交换器的壳体、管板和换热管所构成的固定连接结构进行了应力分析研究,以及温度载荷和压力载荷同时作用下的有限元分析。在实验台上进行与有限元分析中引用载荷相同的温度和压力载荷进行实验,并将实验结果与有限元分析结果进行比较,研究表明采用梁、壳单元或实体单元均能获得较精确的结果。考虑到热交换器的建模难度、工程精度需求和计算时间,对于大型高参数热交换器有限元分析采用梁、壳单元进行模拟,既可保证计算精度,又可降低建模难度,是切实可行的处理方法。
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- 关键词：有限元应力分析
- 加强紧固件质量管理的要素分析与建议被引量：5
- 2017年
- 本文以国家核安全局发布的有关紧固件质量事件的函件、通知为主线回顾了事件从线索、排查到处理的系列进程。基于事件处理过程中遇到的问题,从质量保证、设计、采购、制造、安装、不符合项管理、检查和试验、文件等要素出发,分析了加强紧固件质量管理的改进方向和改进措施。设计应明确紧固件分级和标记、减少规格型号等;采购应注重供方评价,限制最低竞价投标等。建议增加紧固件的复验环节。对按设备类进行管理的紧固件不建议归类为大宗材料,但仍需要进行复验。紧固件复验标准应兼顾不同堆型,除机械性能外不能忽视紧固件表面质量的复验。复验单位应具有一定的公信力或者受核安全法规约束。提出了建立专业的核工业紧固件供货和复验平台的构想。
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- 关键词：紧固件质量管理复验核工业
- AP1000反应堆冷却剂回路模型独立核算
- 建立了AP1000反应堆冷却剂回路模型,对蒸汽发生器的支撑载荷进行了独立的校核计算.研究了蒸汽发生器支撑模型刚度拉压双线性对支撑载荷的影响,计算结果表明与采用拉压平均的线性模型相比,采用拉压双线性的模型蒸汽发生器上部横向...
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- 关键词：核电工程反应堆冷却剂蒸汽发生器
- 冷却剂环境加速疲劳的分析与评价方法
- 反应堆压力边界的核一级部件在设计中要求进行疲劳分析。当前国际上的研究结果表明,目前分析中使用的规范疲劳设计曲线在考虑冷却剂环境条件下并不保守,并引起了各国核电监管机构对此的广泛关注。文中介绍了各主要核电国家对冷却剂环境加...
- 房永刚王庆初起宝王臣
- 关键词：反应堆
- 文献传递
- 含裂纹U形管的动态特性分析
- 2015年
- 基于有限元程序研究了裂纹方向、尺寸和深度对蒸汽发生器U形传热管振动特性的影响,以及内压和不同裂纹与内压共同作用下U形管的动态特性。分析结果表明,非穿透裂纹对U形管振动特性的影响可以忽略,环向裂纹长度达到一定值后U形管固有频率会降低;内压使得无裂纹U形管固有频率升高,且裂纹的存在不会改变内压对U形管动态特性的影响模式。
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- 关键词：U形管动态特性
- 在役核辅助管道焊缝缺陷事件的核安全审评
- 给出了一个核安全审评的实例,即某核电厂1号机组核辅助管道焊缝缺陷事件的审评.分析了缺陷产生的原因、可能存在缺陷焊缝的范围以及处理措施.探讨了焊缝缺陷事件所暴露出的我国核安全设备设计、制造、安装活动所存在的问题.
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- 关键词：核电厂管道焊缝微裂纹力学性能
- 文献传递
- 安全阀触发装置
- 本发明提供了一种安全阀触发装置。安全阀触发装置包括：第一腔体，一端与阀体入口端工作介质连通；第二腔体，一端与第一腔体另一端密闭连接，另一端与阀体出口端连通；可变形部件，位于第一腔体与第二腔体之间，且阻绝工作介质从第一腔体...
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- 核安全设备疲劳分析方法与步骤被引量：5
- 2014年
- 以某核电厂稳压器上封头为例,采用ANSYS有限元分析软件,考虑两个有代表性的温度和压力瞬态,同时考虑地震的影响,采用RCC-M规范,进行了疲劳分析,详细说明了核安全设备疲劳分析的方法和步骤。本文为核安全设备及管道系统的疲劳分析与评价提供了参考。
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- 关键词：核电厂稳压器
