CN112992392A - 一种承压管道破裂前泄漏试验段 - Google Patents
一种承压管道破裂前泄漏试验段 Download PDFInfo
- Publication number
- CN112992392A CN112992392A CN202110189708.6A CN202110189708A CN112992392A CN 112992392 A CN112992392 A CN 112992392A CN 202110189708 A CN202110189708 A CN 202110189708A CN 112992392 A CN112992392 A CN 112992392A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- test
- test section
- pipeline
- section
- pressure
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/017—Inspection or maintenance of pipe-lines or tubes in nuclear installations
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Abstract
本发明一种承压管道破裂前泄漏试验段,所述试验段为三维管道,包括中间隔板,所述中间隔板将三维管道分为左半圆形管段和右半圆形管段,所述左半圆形出口截面上设置有出口封堵板,所述出口封堵板上设置有压力平衡孔;所述右半圆形管段中间管壁处设置有半圆形带裂纹弧面,所述中间隔板、出口封堵板在试验段内部构成封闭空间,与压力平衡孔配合后可形成滞流区;本发明试验段与试验回路系统的测量仪表配合,能够得到不同工况下的裂纹变化情况、泄露流量、试验段压差等一系列随时间变化的参数,同时可以改变系统压力、裂纹尺寸等参数的值来研究对试验结果的影响。
Description
技术领域
本发明涉及一种泄漏试验段,具体涉及一种承压管道破裂前泄漏试验段,属于热工水力试验中专用的模拟设备领域。
背景技术
LBB(Leak Before Break,破前泄漏)技术是在承压管道形成双端剪切断裂之前,对其破裂前的泄漏进行及时探测并定位裂纹所在位置的一种先进设计技术。它代替了高能管道双端剪切断裂的设计准则,降低了反应堆结构的复杂程度,提高了设备维修和在役检查的可达性,提高了核电厂的经济性。随着核电技术的持续改进和优化,LBB技术在第三代商用核电厂的主管道、主蒸汽管道和波动管设计中得到了广泛应用。
Irwin在1963年率先提出了未破先漏的概念,随后很快得到世界各国专家的关注。为确定LBB技术工程应用的可行性,美国核管会自上世纪70年代起,组织技术力量对列裂纹扩展、材料失效、泄漏率测量等内容开展了一系试验,开发了LBB技术分析软件PICEP,并在从法规层面对LBB技术应用提出了要求。德国核设备与反应堆安全研究协会(GRS)开发了LBB泄漏率计算软件WINLECK,其计算准确性与精度得到了大量试验结果的验证。法国原子能和替代能源委员会(CEA)、法国电力公司(EDF)和法国法玛通公司(Framatome)联合提出了快堆的LBB分析规程,并作为RCC-MR规范的附录A16发表。而Framatome则开发了ASTEQ计算程序,但缺乏有效的试验数据验证。日本原子能研究院自1983年开始的验证试验着重于力学方面,并以此为基础检验了材料的失效标准、材料缺陷评价标准、LBB评价方法等。
LBB技术由两个重要部分组成:裂纹稳定性分析和泄漏率计算。其中,裂纹稳定性分析已发展形成了较为成熟的分析技术;泄漏率计算因受流动状态(临界流动、亚临界流动)、流动工质(蒸汽、水)、泄漏裂纹几何特征、断口形貌等多种复杂因素的影响,尚缺乏通用准确的计算方法及模型,目前仍采用试验的方法确定。
在已开展的LBB泄漏率试验中,以GHOSH开展的LBB泄漏试验最具有代表性,该试验旨在模拟典型压水堆主冷却剂系统中带裂纹的传热管线,用以研究泄漏流动的热工水力行为,并获得主冷却剂系统发生破口失水事故的可能性。试验段采用缩小尺寸的304不锈钢管道,裂纹采用电火花加工方法预制,试验段内的工质处于滞止状态,对应的参数范围为7~9MPa,最大温度为250℃。
另外,Amos、Boag、Revankar、Collier、Matsumoto等人也分别针对不同的核电厂原型,采用机械组装、应力疲劳或人工切割等方式预制试验段并开展了各种LBB泄漏试验。总的来看,这些试验普遍采用简化试验段,流动处于滞止状态,未开展流动状态下的裂纹泄漏试验。在国内,LBB泄漏的相关研究更少,仅有西安交通大学、哈尔滨工程大学等高校开展了部分平板裂纹泄漏试验,试验过程中工质也都处于流动滞止状态。
发明内容
本发明的目的是提供一种开展流动状态下的裂纹泄漏试验的承压管道破裂前泄漏试验段,获得泄漏量随不同条件的变化规律并建立可靠的预测模型。
本发明的目的是这样实现的:
一种承压管道破裂前泄漏试验段,所述试验段为三维管道,包括中间隔板,所述中间隔板将三维管道分为左半圆形管段和右半圆形管段,所述左半圆形出口截面上设置有出口封堵板,所述出口封堵板上设置有压力平衡孔;所述右半圆形管段中间管壁处设置有半圆形带裂纹弧面,所述中间隔板、出口封堵板在试验段内部构成封闭空间,与压力平衡孔配合后可形成滞流区。
所述试验段与试验回路系统配合使用,所述试验回路系统包括稳压器、预热器、循环泵、蒸汽锅炉、试验大容器、冷凝器和风冷塔;
所述试验段以双端法兰连接的形式安装在试验大容器内部;
所述压力平衡孔有四个;
根据试验需求的不同,试验回路充满水或充满蒸汽;
所述三维管道模拟主冷却剂系统管道、主蒸汽系统管道或波动管管道。
与现有技术相比,本发明的有益效果是:
本试验段与试验回路系统的测量仪表配合,能够得到不同工况下的裂纹变化情况、泄露流量、试验段压差等一系列随时间变化的参数,同时可以改变系统压力、裂纹尺寸等参数的值来研究对试验结果的影响。试验过程中重点研究泄露流量的变化规律,泄露的气液两相流行为。本试验段的主要特点是针对特定堆型,通过一定的相似手段对应用LBB技术的管道进行简化后取其管道的一部分进行试验,可以在原型的裂纹结构形式和参数条件下评估LBB技术的可行性和有效性,解决了现有模拟试验段失真过大,无法直接用于设计验证的不足。基于本试验段开展的试验能够为先进压水堆LBB技术的设计优化和有效性评估提供试验依据,解决了现有LBB试验段无法再现原型条件和参数范围无法覆盖原型范围的两大关键问题,对于推动LBB技术的工程应用和提高核安全水平具有关键作用,具有良好的经济效益和社会效益。
附图说明
图1为试验段与特定试验回路安装后的整体效果图;1.氮气高压罐2.稳压器3.循环泵4.预热器5.锅炉6.水处理系统7.流量计8.试验大容器9.冷凝器10.风冷塔11.称重水箱;
图2为试验段简图;其中A为左半圆形管段,B为右半圆形管段,C为半圆形带裂纹弧面,D为中间隔板,E为出口封堵板。
具体实施方式
下面结合附图与具体实施方式对本发明作进一步详细描述。
本发明是针对AP1000、华龙一号等应用破前泄漏技术(Leak Before Break,LBB)的承压管道进行适当缩比后的三维模拟体,重点用于研究不同裂纹形态、裂纹尺寸对一回路和二回路工质经承压管道泄漏率的影响规律,通过分析外部LBB测量系统的能力、试验泄漏率等参数,研究LBB技术的有效性。
本发明的目的是为了解决核电工程中LBB技术应用的试验验证和分析问题而提供的一种承压管道模拟体缩比设计。
本试验段针对先进压水堆中的LBB技术,以主冷却剂管道、主蒸汽管道和波纹管为模拟对象,采用流动相似准则和局部相似方法确定试验系统的关键参数,保证试验段管道和反应堆原型管道具备相同的流场特征和热工水力状态。通过改变裂纹尺寸、加载方式等参数对两相泄漏率进行实验研究,重点关注裂纹尺寸变化、工质流动状态变化情况下泄漏率的变化规律,为第三代先进压水堆LBB技术应用的有效性提供试验依据。
本发明主要解决的科学问题如下:
泄漏率是决定LBB技术有效性的关键,对于主冷却剂管道、主蒸汽管道来说,其管道尺寸大、流速高;对于波动管来说,其管道内温差高、流速低;不同应用环境下,管道裂纹泄漏率的大小具有明显的局部特征,工质流速及相态、管道结构、裂纹形貌及尺寸大小、载荷形式等都对会对泄漏率产生显著影响。综合以上因素,获得泄漏量随不同条件的变化规律并建立可靠的预测模型就是本发明拟解决的关键科学问题。
本发明目的的实现过程如下:
试验段为三维管道形式,用以模拟应用LBB技术的主冷却剂系统管道、主蒸汽系统管道或波动管管道,附图中给出了试验段的结构视图和装配视图。试验段以管道中心线所在的平面分为左右两个半圆型管段,中间由中间隔板D隔开;左半圆型管段A在出口截面上采用出口封堵板E封堵,钢板上设置四个压力平衡孔;右半圆型管段B进口、出口不设封堵,在其中间位置的管壁处,切割出具有一定宽度的半圆形带裂纹弧面C;中间隔板D、出口封堵板E在试验段内部构成封闭空间,与压力平衡孔配合后可形成滞流区,有效降低试验回路的循环流量。在疲劳机或精加工机床上预制具备原型管道特征的半圆形带裂纹弧面,采用焊接方法与右半圆型管段连接。在管道中心线方向上,试验段的两端通过法兰与试验系统回路的管道进行连接。
本发明中,三维管道尺寸与LBB技术应用的管道尺寸一致,与已有方案相比,可以提供与原型管道相同的曲率半径,同时采用预制具备原型管道特征的半圆形带裂纹弧面作为泄漏裂纹,可以最大程度地模拟管道裂纹所处的几何条件、载荷条件和局部流动条件。
试验过程中,系统回路充满水或蒸汽,通过循环泵、稳压器和预热器的配合加热至试验工况要求的温度和压力,并保持系统处于稳定的循环流动状态。
通过回路中的控制阀门,可控制进入试验段支路内的流量,流体流经试验段时,在内外压差的作用下从裂隙处泄漏,并迅速泄压汽化形成蒸汽,泄漏的蒸汽在试验大容器中被冷凝后收集,经流量计和冷凝后进入称重水箱,再返回水处理系统,实现循环复用。
附图1为试验段与特定试验回路安装后的整体效果图,试验回路主要包含稳压器、预热器、循环泵、蒸汽锅炉、试验大容器、冷凝器、风冷塔、测量仪表和必要的辅助系统。试验段以双端法兰连接的形式安装在试验大容器内部。根据试验需求的不同,试验回路可充满水或充满蒸汽,从而为承压管道破裂前泄漏试验段提供特定参数的试验工质,并完成试验工质的循环复用。
附图2为试验段简图,主要展示试验段的三维结构,以说明试验段中间隔板、出口封堵板、压力平衡孔和半圆形带裂纹弧面的空间位置和装配方式。试验段的结构尺寸,可根据核电厂主冷却剂系统管道、主蒸汽系统管道或波动管管道的管径设定。
有关试验段的详细技术方案如下:
采用局部相似的方法确定试验段的尺寸和试验台架的流量,即保证在试验段中裂纹泄露处的局部流速与原型管道中的流速相同,进而实现裂纹泄漏处的局部热工水力条件与原型一致。
试验段的模拟裂纹,采用与原型裂纹管道相同的管道进行预制,保证管道材料和几何结构的一致性。在组装到试验管道过程中,根据力学计算确定半圆形弧面的具体尺寸,在保证裂纹部分弧面曲度不变的同时,还要避免机械加工过程对预制裂纹产生影响。
试验段内隔板的焊接位置,可以根据实际需求进行调节,如试验工况的流量需求超过试验台架的最大设计流量,无法提供更高流量时,可通过调整附图2中试验段中间隔板的大小和焊接位置,改变左右半圆型管段的比例,实现以较小的流量保证裂纹处局部流速与原型一致。
试验段外部,设置试验大容器,并采用强制循环冷凝的方式,保证试验过程中管道裂纹外部的背压与原型一致。
对LBB裂隙泄漏进行试验研究,重点关注裂纹的变化规律和泄漏量的变化规律。在试验段弧面外部沿裂纹两侧安装应变片,可对试验过程中的裂纹扩展情况进行测量和研究;在试验主循环回路和LBB试验支路中,分别设置流量计,此外对泄漏后冷凝的流体,进行称重测量,通过流量衡算和称重两种方式,获得可靠的泄漏量结果。
具体实验步骤如下:
(1)试验回路中充满水,确保回路密封性良好;
(2)通过预热器、循环泵和稳压器实现系统回路加压升温,实现特定的热工水力状态;
(3)开启试验数据采集系统,缓慢打开LBB试验支路阀门,进行支路预热,确认支路各部件和测量仪表运行正常;
(4)调节试验支路流量稳定至目标流量值,测量记录裂纹扩展的应变、泄漏流量、系统压力和温度、外部背压等参数;
(5)保持其他条件不变,改变主循环回路压力和温度,调整LBB试验支路流量,得到不同压力下LBB泄漏流量的试验数据;
(6)实验完成后,及时关闭电源,待预热器温度冷却到某一较低温度后,将回路中的水排出。
(7)更换试验段,重复步骤(1)-(6),获得LBB裂纹条件不同时的泄漏流量数据,进而获得不同裂纹条件对泄漏率的影响规律。
本发明的创新之处在于:
1.已开展的LBB试验研究中,为降低难度和经济成本,试验大部分都是针对滞止状态下特定裂纹尺寸试验段进行分析研究,然而由于原型中应用LBB的管道中工质一直处于高速流动状态,且裂纹发生泄漏的过程中,力学载荷一直存在,在流动滞止状态下用固定裂纹尺寸的试验段开展泄漏试验,不仅无法准确反映原型的真实热工水力状态,难以获得准确的泄漏率,也无法对LBB测量系统的有效性提供验证。为模拟真实LBB技术的应用条件,实现试验参数范围包络工程参数范围,本发明采用局部相似方法对原型管道的结构尺寸进行了简化,在保证成本和工期可控的情况下,大幅提高了试验的准确性和包络性。
2.本发明主要针对特定堆型,但在试验段参数设计和结构设计上具有一定的通用性,即本试验段不仅可以为特定的华龙一号核电厂提供试验研究和验证支持,还能够在其结构基础上略作调整,为M310、AP1000等压水堆核电厂LBB技术的分析及验证提供试验支持。此外,在试验段及与其配套的回路系统设计中,相关参数设计为能够包络典型压水堆的参数范围,使得试验能够为压水堆LBB技术相关的设计验证及优化、LBB分析软件开发与验证提供工程量级的试验数据。
Claims (6)
1.一种承压管道破裂前泄漏试验段,其特征在于,所述试验段为三维管道,包括中间隔板,所述中间隔板将三维管道分为左半圆形管段和右半圆形管段,所述左半圆形出口截面上设置有出口封堵板,所述出口封堵板上设置有压力平衡孔;所述右半圆形管段中间管壁处设置有半圆形带裂纹弧面,所述中间隔板、出口封堵板在试验段内部构成封闭空间,与压力平衡孔配合后可形成滞流区。
2.根据权利要求1所述的承压管道破裂前泄漏试验段,其特征在于,所述试验段与试验回路系统配合使用,所述试验回路系统包括稳压器、预热器、循环泵、蒸汽锅炉、试验大容器、冷凝器和风冷塔。
3.根据权利要求2所述的承压管道破裂前泄漏试验段,其特征在于,所述试验段以双端法兰连接的形式安装在试验大容器内部。
4.根据权利要求1所述的承压管道破裂前泄漏试验段,其特征在于,所述压力平衡孔有四个。
5.根据权利要求2所述的承压管道破裂前泄漏试验段,其特征在于,根据试验需求的不同,试验回路充满水或充满蒸汽。
6.根据权利要求1所述的承压管道破裂前泄漏试验段,其特征在于,所述三维管道模拟主冷却剂系统管道、主蒸汽系统管道或波动管管道。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202110189708.6A CN112992392B (zh) | 2021-02-19 | 2021-02-19 | 一种承压管道破裂前泄漏试验段 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202110189708.6A CN112992392B (zh) | 2021-02-19 | 2021-02-19 | 一种承压管道破裂前泄漏试验段 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN112992392A true CN112992392A (zh) | 2021-06-18 |
CN112992392B CN112992392B (zh) | 2022-12-09 |
Family
ID=76393570
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN202110189708.6A Active CN112992392B (zh) | 2021-02-19 | 2021-02-19 | 一种承压管道破裂前泄漏试验段 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN112992392B (zh) |
Citations (13)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4112417A (en) * | 1975-09-18 | 1978-09-05 | Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan | Apparatus for detecting leakage of liquid sodium |
JP2002106800A (ja) * | 2000-09-28 | 2002-04-10 | Toshiba Corp | 流体漏洩検知システム |
US20020153883A1 (en) * | 2001-04-23 | 2002-10-24 | Korea Atomic Energy Research Institute | Method of detecting through-wall crack and measuring through-wall length of crack in nuclear steam generator tube |
JP2008070228A (ja) * | 2006-09-14 | 2008-03-27 | Tokyo Electric Power Co Inc:The | 熱疲労き裂進展試験装置、熱疲労き裂進展試験方法および熱疲労き裂進展試験装置に用いる試験体 |
JP2008096345A (ja) * | 2006-10-13 | 2008-04-24 | Hitachi Ltd | 原子力施設の漏洩監視システム及びその漏洩監視方法 |
CN102562040A (zh) * | 2012-02-02 | 2012-07-11 | 西南石油大学 | 高温高压钻井液漏失动态评价仪 |
CN103207052A (zh) * | 2013-03-05 | 2013-07-17 | 中国核电工程有限公司 | 核电站管道泄漏试验中模拟管道泄漏的试验段装置 |
CN103219053A (zh) * | 2013-03-05 | 2013-07-24 | 中国核电工程有限公司 | 核电站管道泄漏率试验中模拟管道泄漏的可调试验段装置 |
CN103258577A (zh) * | 2013-04-16 | 2013-08-21 | 中国核电工程有限公司 | 核电站高能管道泄漏监测试验破口模拟方法 |
CN109243639A (zh) * | 2018-09-10 | 2019-01-18 | 西安交通大学 | 核反应堆蒸汽发生器传热管微裂纹泄露量实验装置及方法 |
CN110738274A (zh) * | 2019-10-26 | 2020-01-31 | 哈尔滨工程大学 | 一种基于数据驱动的核动力装置故障诊断方法 |
CN111316373A (zh) * | 2017-11-08 | 2020-06-19 | 帕尔文纳纳桑·加内森 | 具有自冷式安全壳结构和紧急热交换系统的浮动式核动力反应堆 |
CN111540488A (zh) * | 2020-05-15 | 2020-08-14 | 哈尔滨工程大学 | 一种布置在一体化反应堆压力容器下降段的流量搅混装置 |
-
2021
- 2021-02-19 CN CN202110189708.6A patent/CN112992392B/zh active Active
Patent Citations (13)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4112417A (en) * | 1975-09-18 | 1978-09-05 | Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan | Apparatus for detecting leakage of liquid sodium |
JP2002106800A (ja) * | 2000-09-28 | 2002-04-10 | Toshiba Corp | 流体漏洩検知システム |
US20020153883A1 (en) * | 2001-04-23 | 2002-10-24 | Korea Atomic Energy Research Institute | Method of detecting through-wall crack and measuring through-wall length of crack in nuclear steam generator tube |
JP2008070228A (ja) * | 2006-09-14 | 2008-03-27 | Tokyo Electric Power Co Inc:The | 熱疲労き裂進展試験装置、熱疲労き裂進展試験方法および熱疲労き裂進展試験装置に用いる試験体 |
JP2008096345A (ja) * | 2006-10-13 | 2008-04-24 | Hitachi Ltd | 原子力施設の漏洩監視システム及びその漏洩監視方法 |
CN102562040A (zh) * | 2012-02-02 | 2012-07-11 | 西南石油大学 | 高温高压钻井液漏失动态评价仪 |
CN103207052A (zh) * | 2013-03-05 | 2013-07-17 | 中国核电工程有限公司 | 核电站管道泄漏试验中模拟管道泄漏的试验段装置 |
CN103219053A (zh) * | 2013-03-05 | 2013-07-24 | 中国核电工程有限公司 | 核电站管道泄漏率试验中模拟管道泄漏的可调试验段装置 |
CN103258577A (zh) * | 2013-04-16 | 2013-08-21 | 中国核电工程有限公司 | 核电站高能管道泄漏监测试验破口模拟方法 |
CN111316373A (zh) * | 2017-11-08 | 2020-06-19 | 帕尔文纳纳桑·加内森 | 具有自冷式安全壳结构和紧急热交换系统的浮动式核动力反应堆 |
CN109243639A (zh) * | 2018-09-10 | 2019-01-18 | 西安交通大学 | 核反应堆蒸汽发生器传热管微裂纹泄露量实验装置及方法 |
CN110738274A (zh) * | 2019-10-26 | 2020-01-31 | 哈尔滨工程大学 | 一种基于数据驱动的核动力装置故障诊断方法 |
CN111540488A (zh) * | 2020-05-15 | 2020-08-14 | 哈尔滨工程大学 | 一种布置在一体化反应堆压力容器下降段的流量搅混装置 |
Non-Patent Citations (8)
Title |
---|
SURANJI RATHNAYAKA等: "New Laboratory Test Facility Developed to Investigate the Leak-Before-Break Window of Large-Diameter Cast Iron Water Pipes", 《J. PIPELINE SYST. ENG. PRACT.》 * |
吕成坤: "深水管道内封堵器设计与密封结构的试验研究", 《中国优秀硕士学位论文全文数据库 工程科技I辑》 * |
吴建国: "裂纹扩展与损伤演化理论与应用研究", 《中国博士学位论文全文数据库 基础科学辑》 * |
张玉斌: "破前漏(LBB)方法在压水堆管道分析中应用", 《中国优秀硕士学位论文全文数据库 工程科技II辑》 * |
李铁萍 等: "Gurson模型参数对管道裂纹扩展的影响分析", 《力学季刊》 * |
李铁萍 等: "含内表面裂纹核级管道的初始塑性失效分析", 《核技术》 * |
李铁萍 等: "试样尺寸对核电厂主蒸汽管道断裂韧性的影响研究", 《力学季刊》 * |
章静 等: "管道贯穿裂纹泄漏率预测", 《原子能科学技术》 * |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN112992392B (zh) | 2022-12-09 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Fricke et al. | Numerical weld modeling—a method for calculating weld-induced residual stresses | |
CN108181099B (zh) | 一种核反应堆稳压器安全阀水封试验系统及其试验方法 | |
CN102004460A (zh) | 一种汽轮机通流部分结垢程度的在线监测方法 | |
CN103474110B (zh) | 高温高压核反应堆试验回路装置 | |
CN112992392B (zh) | 一种承压管道破裂前泄漏试验段 | |
CN112326252B (zh) | 一种降低汽轮机性能试验不确定度的方法 | |
CN110555232A (zh) | 一种高参数机组大直径厚壁部件安全状态评价方法 | |
US20220011730A1 (en) | Method for Simulation of Operating/Component Conditions of Plants, Especially Power Plants | |
Xu et al. | Theoretical investigation on the throttle pressure reducing valve through CFD simulation and validating experiments | |
Brodov et al. | State of the art and trends in the design and operation of high-and low-pressure heaters for steam turbines at thermal and nuclear power plants in Russia and abroad: Part 2. Heater design and operation peculiarities | |
Nziu | Optimal geometric configuration of a cross bore in high pressure vessels. | |
CN208184796U (zh) | 百万千瓦级核电机组疏水箱 | |
Faidy et al. | Rse-m nuclear in-service inspection code a set of modern flaw evaluation rules | |
Yang et al. | One Dimensional Thermal Steady State Code of Sodium Heated Large Straight Tube Steam Generator | |
Jackson et al. | Failure Analysis of SA-213 T91 HRSG Superheater Tube Weld | |
Liu et al. | Calculation and Analysis of structural stress optimization of high temperature reheated steam pipe | |
Li et al. | Evaluation of Service Life of Boiler Drum in Service Power Plant | |
Lu et al. | Numerical analysis of transient temperature field and thermal stress on coke drum with 1.25 Cr-0.5 Mo steel based on iterative algorithm | |
Tang et al. | Static Strength Reliability Analysis of the FLNG Compact and High Efficient Heat Exchanger | |
Cho et al. | Prospect for Seal Performance Test of the Localized APR1400’s RCP | |
Mizuta et al. | DEVELOPMENT PLAN FOR COUPLING TECHNOLOGY BETWEEN HIGH TEMPERATURE GAS-COOLED REACTOR HTTR AND HYDROGEN PRODUCTION FACILITY:(2) DEVELOPMENT PLAN FOR COUPLING EQUIPMENT BETWEEN HTTR AND HYDROGEN PRODUCTION FACILITY | |
Huang et al. | Study on flow induced vibration analysis and evaluation for heat transfer tube of steam generator | |
Smith et al. | Steam Turbine Casing Analyses to Determine Pressure and Temperature Limits–Crossover Piping and Pipe Flanges | |
Taler et al. | Optimisation of the cooling of pressurised thick-walled components operating with fluid at saturation temperature | |
Wang et al. | Comparison and Analysis of Domestic and Foreign Standards for Safety Assessment for In-Service Pressure Vessels Containing Defects-A Case Study of Drum of Utility Boiler |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PB01 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
GR01 | Patent grant | ||
GR01 | Patent grant |