决策输入
- 设计寿命与检定周期
- 温度与辐照环境
- 抗震与 LOCA 工况
- 材料与合格鉴定要求
APPLICATION SOLUTION
核电预紧
核电设备的管板支撑、限位器与关键螺栓连接用碟形弹簧实现长期预紧保持与热补偿；本入口页列出核级工况决策点。
工程问题
长周期无人检修与温度辐射环境下预紧元件必须保持功能并满足核级要求。
适用边界
本页描述方案决策方式，不直接承诺其他工况下的规格和性能。
方案模式
- 开槽碟簧作管板支撑补偿热胀
- 限位器以弹簧系统实现地震约束
- 关键螺栓用碟簧垫圈维持预紧
主要风险
- 辐照与热老化松弛
- 地震超行程
- 检修不可达
验证计划
- 鉴定试验（抗震/LOCA/老化）
- 预紧保持长期验证
- 在役检查规程
有来源的规格对应
| 说明 | 载荷 | 行程 | 来源 |
|---|---|---|---|
| 核电预紧——按preload目标预选产品族；场景摘要仅供决策参考，不构成对其他工况的产品承诺。 | 按预紧目标 | 补偿行程 | 来源 ↗ |
证据（资料库定位）
每条技术依据可回溯到具体资料版本与页码；未获公开摘录授权的资料仅显示定位信息。
- 191 EPRI NP 5697 Valve Stem Packing Improvements 核阀填料改进 1988 PDF p.22 · 机理表述（内部资料，摘录不公开；登录后按权限访问）
- 2026 Machines Nuclear Reheat Valve Coned Disc Spring Optimization PDF p.1 · 机理表述（内部资料，摘录不公开；登录后按权限访问）
资料详情 → · 原文获取方式整理中
- 140 2021 ANE ISU AGN201M CRDM Spring Ejection Redesign pdf PDF p.4 · 机理表述（内部资料，摘录不公开；登录后按权限访问）
- 192 EP 0138477 Improved reactor internals hold down spring 堆内构件压紧 Westingh PDF p.2 · 机理表述（内部资料，摘录不公开；登录后按权限访问）
- 140 2021 ANE ISU AGN201M CRDM Spring Ejection Redesign pdf PDF p.9 · 数值事实（内部资料，摘录不公开；登录后按权限访问）
- 140 2021 ANE ISU AGN201M CRDM Spring Ejection Redesign pdf PDF p.10 · 数值事实（内部资料，摘录不公开；登录后按权限访问）
- 191 EPRI NP 5697 Valve Stem Packing Improvements 核阀填料改进 1988 PDF p.6 · 数值事实（内部资料，摘录不公开；登录后按权限访问）
- 193 US4671923 Holddown spring retention assembly 压紧弹簧保持组件 PDF p.6 · 数值事实（内部资料，摘录不公开；登录后按权限访问）
- 194 AECL 5550 Solving the problem of valve stem leakage CANDU 阀杆泄漏治理 1976 PDF p.6 · 数值事实（内部资料，摘录不公开；登录后按权限访问）
- 2021 ANE ISU AGN201M CRDM Spring Ejection Redesign PDF p.9 · 数值事实（内部资料，摘录不公开；登录后按权限访问）
- 2026 Machines Nuclear Reheat Valve Coned Disc Spring Optimization PDF p.1 · 数值事实（内部资料，摘录不公开；登录后按权限访问）
资料详情 → · 原文获取方式整理中
案例用于理解决策，不构成对其他工况的规格承诺。
ENGINEERING REVIEW