本文關(guān)鍵詞：基于威斯康辛冷凝試驗(yàn)本體的結(jié)構(gòu)改進(jìn)及分析

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【摘要】：先進(jìn)壓水堆(APWR)是第三代核電技術(shù)的代表堆型之一,它采用了非能動(dòng)安全系統(tǒng),提高了安全性能。非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)(PCCS)主要利用蒸汽的冷凝來(lái)帶走安全殼內(nèi)的熱量。本文主要介紹了威斯康辛大學(xué)進(jìn)行的冷凝試驗(yàn)的試驗(yàn)本體結(jié)構(gòu),應(yīng)用ANSYS軟件對(duì)其結(jié)構(gòu)進(jìn)行了應(yīng)力分析,并在現(xiàn)有結(jié)構(gòu)的基礎(chǔ)上對(duì)外部加強(qiáng)筋布置進(jìn)行了一定的改進(jìn)和優(yōu)化。通過(guò)計(jì)算和比較可以看出,經(jīng)過(guò)改進(jìn)后的加強(qiáng)筋布置,不僅滿足原有的試驗(yàn)要求,結(jié)構(gòu)布置合理,更提高了試驗(yàn)本體的承壓能力,使其能夠滿足更高試驗(yàn)壓力的需要。
【作者單位】： 國(guó)家核電技術(shù)有限公司北京研發(fā)中心;
【關(guān)鍵詞】： APWR PCCS 壓力容器 應(yīng)力 加強(qiáng)筋
【基金】：大型先進(jìn)壓水堆核電站重大專項(xiàng),CAP1400非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)性能研究及試驗(yàn),2011ZX06002-005
【分類號(hào)】：TL364.3
【正文快照】： 1非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)簡(jiǎn)介 先進(jìn)壓水堆(APWR)是第三代核電技術(shù)的代表堆型之一,采用了非能動(dòng)安全系統(tǒng)使反應(yīng)堆具有了一些固有安全的特征,即利用重力和流體的自然對(duì)流、擴(kuò)散、蒸發(fā)、冷凝等在事故應(yīng)急時(shí)冷卻反應(yīng)堆安全殼以帶走堆芯余熱。這既簡(jiǎn)化了系統(tǒng)設(shè)計(jì),又減少了設(shè)備和部件，

本文編號(hào)：652458