秦山核电二期工程稳压器的自主设计与国产化

摘要：

采用分析法进行稳压器的设计.为了减小热应力的危害,改善接头的受力状态,采取了降低热疲劳的措施.在RCC-M 1级锻件的基础上,又增加了砷、锡、锑、硼等有害元素的考核指标以及金相检验的要求.稳压器的支承设计采用下封头整体锻出的凸台与裙座支承筒对接焊连接.对波动接管及其热屏蔽套管的瞬态温度场分布、喷雾接管材料的疲劳性能和塑性累积变形,以及反应堆冷却剂系统特殊构件(包括波动接管)的瞬态传热特性进行了试验和分析研究,用流体力学软件FLUENT对构件的传热性能进行了数值计算,得到了良好的试验和计算结果.

关键词：核电站、稳压器、自主设计、国产化

所属期刊栏目：24

分类号：TL353+.14(核反应堆工程)

在线出版日期：2005-11-24（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

页数：共5页

页码：168-172