基于威斯康辛冷凝试验本体的结构改进及分析

发布时间：2017-08-10 20:15

  本文关键词：基于威斯康辛冷凝试验本体的结构改进及分析

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【摘要】：先进压水堆(APWR)是第三代核电技术的代表堆型之一,它采用了非能动安全系统,提高了安全性能。非能动安全壳冷却系统(PCCS)主要利用蒸汽的冷凝来带走安全壳内的热量。本文主要介绍了威斯康辛大学进行的冷凝试验的试验本体结构,应用ANSYS软件对其结构进行了应力分析,并在现有结构的基础上对外部加强筋布置进行了一定的改进和优化。通过计算和比较可以看出,经过改进后的加强筋布置,不仅满足原有的试验要求,结构布置合理,更提高了试验本体的承压能力,使其能够满足更高试验压力的需要。
【作者单位】： 国家核电技术有限公司北京研发中心;
【关键词】： APWR PCCS 压力容器 应力 加强筋
【基金】：大型先进压水堆核电站重大专项,CAP1400非能动安全壳冷却系统性能研究及试验,2011ZX06002-005
【分类号】：TL364.3
【正文快照】： 1非能动安全壳冷却系统简介 先进压水堆(APWR)是第三代核电技术的代表堆型之一,采用了非能动安全系统使反应堆具有了一些固有安全的特征,即利用重力和流体的自然对流、扩散、蒸发、冷凝等在事故应急时冷却反应堆安全壳以带走堆芯余热。这既简化了系统设计,又减少了设备和部件，

本文编号：652458