压水堆核电站燃料厂房核燃料转运系统的抗震分析

• 作者: 侯硕 贾晓峰
• 来源期刊: 核科学与工程
• 学科: 工学
• 关键词: 核燃料转运系统 有限元模型 抗震分析 强度评定
• 年，卷（期）: 2013,（3）
• 所属期刊栏目: 核电厂
• 页码范围: 314-320
• 页数: 7页
• 分类号: TL77
• 字数: 2367字
• 语种: 中文

摘要

压水堆核电站燃料厂房核燃料转运系统是压水堆核电站燃料厂房的主要核燃料操作设备,对其在地震工况下进行强度评定对保障核电站安全运行具有重要的意义.本文通过对百万千瓦级核电站燃料厂房核燃料转运系统进行有限元建模,针对该系统设备在异常工况(OBE)和事故工况(SSE)下的动力特性进行计算;考虑地震工况下自重条件的不利影响,对大车横梁、小车横梁、吊桥及其车架等主要构件进行了整体应力分析,对螺栓、焊缝和指形钩等关键部位进行了局部应力分析.依据RCC-M规范对该系统设备的整体及局部构件进行了强度评定,结果表明燃料厂房核燃料转运系统各构件的强度均满足抗震要求.

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	贾晓峰		4	6	1.0	2.0
2	侯硕		2	2	1.0	1.0