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摘要
为研究核电站上赋能型金属C形环的内置弹簧圈的结构参数对密封性能的影响,建立C形环三维弹塑性有限元分析模型,通过实验验证该理论模型的可靠性,并分析弹簧结构参数(包括簧圈节距、簧丝线径和弹簧中径等)对C形环力学行为和密封性能的影响。结果表明:对于百万千瓦级核反应堆压力容器用金属C形密封,其簧圈节距、簧丝线径和弹簧中径分别控制在1.92.0 mm、1.71.8 mm和8.310.7 mm范围内时可保证C形环具有较好的密封性能;气密性实验验证上述结果的正确性,同时C形环压缩变形后密封面较平整,表层无裂纹、局部脱落或起皮等不良现象,满足工程使用要求。
- 出版日期2016
- 单位浙江工业大学
