核反应堆堆芯吊篮压紧弹簧松弛特性

TL351; 核反应堆中堆芯吊篮的稳定性是反应堆正常运行的保障和前提.压紧弹簧作为堆芯吊篮的约束与支撑直接影响堆芯吊篮的振动特性.在高温、辐射等恶劣工况下,压紧弹簧力学性能会发生如应力松弛的退化,影响堆芯吊篮振动以及反应堆运行安全,因此需要对堆芯吊篮压紧弹簧松弛特性展开研究.首先,建立堆芯吊篮及压紧弹簧在内的装配体有限元模型,利用湿模态法分析并获得压紧弹簧松弛情况下的堆芯吊篮梁式模态振动频率的变化.然后,开展堆芯吊篮压紧弹簧松弛试验,试验结果验证了模型的有效性.进一步利用仿真模型生成更多压紧弹簧松弛影响下的堆芯吊篮梁式模态频率数据,结合试验数据建立堆芯吊篮压紧弹簧松弛程度识别的数学模型,为反应...

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Published in上海交通大学学报 Vol. 58; no. 8; pp. 1290 - 1298
Main Authors 杨泰波, 刘佳鑫, 彭志科, 罗能, 刘才学
Format Journal Article
LanguageChinese
Published 中国核动力研究设计院,成都 610213%中国核动力研究设计院,成都 610213%宁夏大学前沿交叉学院,银川 750021 28.08.2024
上海交通大学机械与动力工程学院,上海 200240
Subjects
压紧弹簧
core support barrel(CSB)
hold-down spring(HDS)
relaxation characteristics
堆芯吊篮
松弛特性
松弛试验
modal analy-sis
模态分析
relaxation test
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ISSN1006-2467
DOI10.16183/j.cnki.jsjtu.2023.024

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Summary:TL351; 核反应堆中堆芯吊篮的稳定性是反应堆正常运行的保障和前提.压紧弹簧作为堆芯吊篮的约束与支撑直接影响堆芯吊篮的振动特性.在高温、辐射等恶劣工况下,压紧弹簧力学性能会发生如应力松弛的退化,影响堆芯吊篮振动以及反应堆运行安全,因此需要对堆芯吊篮压紧弹簧松弛特性展开研究.首先,建立堆芯吊篮及压紧弹簧在内的装配体有限元模型,利用湿模态法分析并获得压紧弹簧松弛情况下的堆芯吊篮梁式模态振动频率的变化.然后,开展堆芯吊篮压紧弹簧松弛试验,试验结果验证了模型的有效性.进一步利用仿真模型生成更多压紧弹簧松弛影响下的堆芯吊篮梁式模态频率数据,结合试验数据建立堆芯吊篮压紧弹簧松弛程度识别的数学模型,为反应堆堆芯吊篮压紧弹簧松弛劣化监测奠定了技术基础.
ISSN:1006-2467
DOI:10.16183/j.cnki.jsjtu.2023.024