LBB在蠕变温度以上核级管道设计中的应用

LBB（Leak-Before-Break）技术是保证核反应堆结构安全和可靠的一种重要分析方法。对于在蠕变温度以上高温堆（如快堆）的核级管道,运用LBB分析时应考虑疲劳和蠕变对裂纹扩展的影响。本工作以法国规范RCC-MR的A16为基础、以快堆余热排放系统的一段管道为研究对象进行LBB分析,总结出一套运用于蠕变温度以上核级管道安全分析的LBB方法。经计算得到,在蠕变温度以上,蠕变对裂纹扩展的影响较大。经验证,该管道符合LBB技术对于裂纹稳定性及泄漏量可探测性的条件,满足从开始泄漏到裂纹失稳的时间要求。     

LBB分析中管道裂缝泄漏率的计算

简要地介绍了在ＬＢＢ分析中欠热或饱和液体在裂缝流道的一般排放特性，给出了考虑不平衡流动特性的求解泄漏率的基本方程组，并对商用３００ＭＷ核电站主管道热段作了泄漏率的实例计算，结果表明，在主管道中应用ＬＢＢ分析技术是可行的。     

基于声发射的压力管道LBB监测系统研制

核反应堆压力管道应用破前漏(LBB)技术可提高反应堆的安全性、经济性,设置LBB监测系统则是应用的前提和关键。通过分析LBB监测需求,提出了基于声収射的LBB监测方法,幵通过开展相关试验建立了LBB鉴别方法和定位定量模型。为了适应核反应堆压力管道应用环境要求,研制出一体式声収射传感器,实现了高温辐照环境下LBB探测。通过开展信号调理、抗误报警、在线自检等关键技术研究,研制出LBB监测系统。试验验证结果表明,研制的LBB监测系统各项指标满足核电厂应用要求,幵在华龙一号得到应用。     

核反应堆管道LBB设计关键软件研发

破前漏(LBB)设计是三代核电技术的重要技术特征之一,但国内直到现在也没有受认可的LBB设计专用程序,开发出受认可的LBB设计程序具有重要意义。简单介绍LBB设计中断裂力学分析、裂纹张开位移分析以及泄漏率计算的技术背景以及我国相关关键程序的研发。算例验证结果表明,自主开发的程序具有较高的精度,进一步完善和验证后可以应用于实际工程。     

含环向穿透裂纹管道LBB裂纹扩展稳定性计算程序开发

在管道LBB设计和评定中,J积分和裂纹扩展稳定性的计算过程复杂,为提高计算精度和效率,需采用改进的计算方法,并实现程序软件的计算。本文基于增强参考应力法(ERS法)的J积分计算和J积分稳定性评定图法,开发LBB裂纹扩展稳定性计算程序,此程序可计算含环向穿透裂纹管道的LBB失稳载荷和临界裂纹长度。所开发的程序实现了单纯拉伸载荷、弯曲载荷及拉弯复合非比例加载下的裂纹扩展稳定性计算,并提供了两种材料真应力-真应变关系参数的输入计算方法,拓宽了现有计算方法的局限性。通过有限元计算结果和文献中管线试验结果与程序计算结果的对比分析,验证了计算程序的准确性。     

损伤力学在核级管道LBB分析中的应用

基于Gurson损伤本构模型，开展了损伤力学在核级管道破前泄漏(1eak before break)分析中的应用研究对含环向贯穿裂纹直管在纯弯载荷作用下进行了三维弹塑性损伤．断裂力学有限元计算．并与弹塑性断裂力学有限元计算结果进行了比较分析。     

某核电厂主蒸汽管道应力分析

本文研究了某核电厂中主蒸汽系统管道的计算和评定等典型内容。此系统管道运行中承受的载荷工况多样,管道应力状态复杂。为了保证系统管道能够正常运行,在设计上需保证该系统管道的应力能够满足相关规范要求。分析采用管道力学分析软件PIPESTRESS进行,计算模型包括主回路、主蒸汽系统及相关的管道和阀门,分析包含静力和动力计算等。对计算结果依据美国机械工程师学会的ASME及相关规范进行了应力评定,并包含了LBB评定,保证了回路运行的安全。     

LBB设计中管道贯穿裂纹张开位移及泄漏率计算研究

在核电站管道破前漏设计(LBB)过程中,需要对管道的关注部位假设一个贯穿裂纹,然后计算该裂纹在正常运行工况下的裂纹张开位移(COD)以及流体泄漏率,从而验证管道LBB设计准则的适应性。本文介绍了COD以及泄漏率计算的意义,然后探讨了各种计算方法的优缺点和发展方向,最后给出了自主开发程序的验证算例。文中讨论的问题可为LBB技术在我国核电厂中的应用提供参考。     

LBB和BP在核电厂高能管道上应用的差异性研究

在核电厂的管道设计中,普遍考虑了管道破裂及其产生的动态效应和环境效应,并将主管道和主蒸汽管道的双端剪切断裂作为核电厂的设计基准事故。然而,根据核电厂的长期运行经验反馈,发生双端剪切断裂的概率极低。通过不断的发展,核电设计者逐渐形成了一系列的理论,用以排除管道破裂的相关假设和防护措施,其中主要包括LBB和BP概念。本文进行了LBB和BP概念理论基础的相关研究,通过二者在第三代AP1000和EPR机组上应用的对比分析,总结了二者的差异,并给出了进一步提高LBB和BP应用的安全性的建议。     

便携式氢表在核电站中的应用

核电站功率运行期间和换料大修前,需监测反应堆冷却剂系统的氢含量。本文介绍了用ORBISPHERE3654型便携式氢表快速测量反应堆冷却剂中氢含量的实验过程及便携式氢表在宁德核电站的应用情况。结果表明,便携式氢表能快速准确地测量RCP中的氢含量,测量的最佳水流量为270~310 m L/min。     

大亚湾核电站压水堆冷却剂管道安装

简要介绍了大亚湾核电站反应堆冷却剂管道的安装程序，冷却剂管道的预制、就位调整、对口焊接和检验，以及系统试压、管道保温层安装等工作。     

核电厂设计分析的管理要求

依据中国《新建核电厂设计中几个重要问题的技术政策》与《核动力厂设计安全规定》的有关规定，论述了设计分析在设计过程控制中的地位与作用，阐明了新政策与新标准对设计分析的新要求，推荐了可借鉴的设计分析管理程序的基本内容，并在管理的操作层次、体系层次与文化层次讨论了强化设计分析管理的几个重要问题。     

Development of Acoustic Leak Detection and Localization Methods for Inlet Piping of Fugen Nuclear Power Plant

The development work carried out on Fugen NPP is focused on detection of a small leakage on the reactor's inlet feeder pipes at an early stage by an acoustic leak detection method with usage of high-temperature resistant microphones. Specifically, the leak rate of 0.046 m³/h has been chosen as a target detection capability for this system. A cross-correlation technique has been studied for leak detection under low signal-noise ratios. The study shows that the sound diffusion on piping causes distortion of leak signals that results in their low correlation. A leak-location estimator and multi-channel correlation value, associated with estimated leak position, have been employed to detect such low-correlated leak signals. A method based on cross-correlation of signal spectral components has been proposed to deal with non-stationary leak signals. Joint-Time-Frequency-Analysis has been applied to analyze such signals, whilst a Wavelet decomposition technique has been used to extract their short-term spectral fluctuations. Since the spectral components are less affected by signal distortion, they provide higher correlation value and can be applied for leak detection under lower signal-noise ratios. The possibility of detecting and locating a small leakage by the methods proposed has been demonstrated by a number of simulation tests conducted on the Fugen NPP site.     

基于BP神经网络的核电厂主动容错控制方法研究

针对核电厂中的传感器故障,采用改进的BP神经网络算法对传感器进行神经网络训练,建立各种运行状态下的动态模型库,并应用BP神经网络对系统进行实时检测。当传感器发生故障时,采用控制率重构的方法进行容错控制。在核动力装置模拟器上以稳压器为对象进行了仿真实验验证,结果表明该方法对于核电厂中的传感器故障进行容错控制是有效的。     

核电厂管道弯曲工艺

目前,在核电管道安装中大量使用了弯管,这些弯管不仅改善了流体的力学性能,同时也减少了管道上的焊口数量,提高了管线运行的可靠性;弯管可根据技术要求采用冷弯或热弯工艺,每种工艺又各有几种方法,弯管的加工一般都在车间进行,生产环境和精度上有可靠地保证,是工厂化管道生产的发展趋势,而合理地选取弯曲工艺和方法是保证弯管质量的关键,目前工艺管道弯曲半径普遍都在3倍公称直径以上,管径愈大,弯曲半径也愈大,工艺操作难度愈大,所以在选材、弯制、检查、处理等环节上必须严格执行标准;随着弯管在核电、化工等领域的普遍应用,弯管的加工工艺水平还在不断的提升。