反应堆压力容器主螺栓预紧工艺优化仿真分析

应用商业软件ANSYS模拟了反应堆压力容器主螺栓十字拉伸3级预紧过程，对其预紧工艺进行了仿真优化分析。分析结果表明:3级加载方式中第1级采用对称加载、第2级采用间隔加载、第3级采用顺序加载得到的主螺栓不均匀度和离散度最小；第3级预紧采用变载荷能明显减小主螺栓的不均匀度和离散度，提高反应堆压力容器的密封性能。      

CPR1000反应堆压力容器密封性能模拟技术研究

压水型核反应堆压力容器的密封性能是保证核电厂安全运行的关键因素之一。为了探索反应堆压力容器密封性能的数值模拟技术,本文建立了CPR1000反应堆压力容器(RPV)密封结构的热弹塑性三维有限元分析模型,考虑了运行期间的载荷及载荷组合,得到了反应堆压力容器在升温、运行和降温瞬态过程中上下法兰的轴向分离量、径向滑移量以及螺栓载荷等。分析结果表明热弹塑性三维有限元密封分析模型能够较好地模拟密封结构的性能。     

碳含量超标情况下的反应堆压力容器快速断裂评价方法研究

按照RCC-M规范对设备进行快速断裂评价时,材料的初始无延性转变温度是重要的输入条件之一。材料中的碳含量超标会影响材料初始无延性转变温度,但目前2者之间还没有定量关系。当反应堆压力容器（RPV）出现碳含量超标时,为保证结构完整性,必须在缺乏定量关系的情况下完成结构的快速断裂分析。本研究对碳含量超标情况下的反应堆压力容器的快速断裂评价方法进行了研究,并以发生碳含量超标的反应堆压力容器堆芯段筒体为例,考虑了筒体的缺陷修复情况,通过反算满足规范要求的最高初始无延性转变温度,对反应堆压力容器堆芯段筒体的快速断裂情况进行了分析评估。该方法可为碳含量超标的压力容器运行和在役检测提供技术支持。      

核电站压力容器螺孔长杆梳刀装置研制

在反应堆运行和开盖操作过程中,压力容器的主螺栓孔的螺纹段可能会产生各种缺陷,这些缺陷在再次扣盖前必须经过处理。针对上述工况,研制了一种压力容器螺孔长杆梳刀装置,本文阐述了该长杆梳刀装置的设计要求,详细描述该装置的设计方案以及具体结构形式。     

核压力容器法兰螺栓结构的有限元分析

法兰螺栓结构是核压力容器的重要部件,它对反应堆的正常运行起着非常重要的作用.该研究工作对压力容器上顶盖和蒸汽发生器二次侧人孔法兰螺栓结构均做了等效简化来进行多种轴对称分析与三维分析,并进行了比较,还探讨并比较了实现法兰螺栓的预紧效果的不同方法.研究表明,轴对称模型能较为准确地得到应力强度,且比较保守.     

反应堆压力容器强度可靠性分析

应用ANSYS有限元程序,采用蒙特卡洛法中的直接抽样法和拉丁方抽样法、响应面法中的中心指数设计抽样法和Box-Behnken矩阵抽样法完成反应堆压力容器强度可靠性分析,给出指定输入条件下压力容器强度的可靠度。结果表明,对压力容器母材可靠度的影响程度由大到小依次为内压、母材许用应力和母材弹性模量;对主螺栓可靠度的影响程度由大到小依次为螺栓材料许用应力、螺栓预紧力和内压。     

反应堆压力容器堆芯筒体快速断裂分析

反应堆压力容器的堆芯筒体受中子辐照最高,是辐照脆化敏感的关键部位。为防止堆芯筒体的快速断裂,在核电工程设计中有必要对该部位进行断裂力学分析,采用法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的2种断裂力学分析方法对某核电工程的压力容器进行详细的快速断裂力学分析。分析结果表明,反应堆压力容器堆芯筒体在运行过程中不会发生快速断裂。     

热电偶柱及其支架结构完整性分析

热电偶柱及其支架结构安装于反应堆压力容器上腔室内的堆内构件压紧顶帽上,其完整性影响到反应堆的运行安全。本文对热电偶柱及其支架结构进行了自重载荷下静态分析、流致振动影响分析、模态分析、地震载荷和LOCA载荷下的反应分析。结果显示,原设计的螺栓无法承受含有LOCA载荷的D级工况。本文给出了结构受力规律和修改方案。修改设计后的结构安装于反应堆压力容器顶盖内,已投入正常运行。     

秦山核电厂反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析

反应堆压力容器是核电厂最重要设备之一,其辐照脆化状态决定了核电厂的实际运行寿命。通过借鉴国外反应堆压力容器安全评估方法,开发出一套反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析（TLAA）的方法。该方法从上平台能量、反应堆运行压力-温度曲线及承压热冲击3个方面评价压力容器材料在正常工况和事故工况下的安全裕度。采用该方法在秦山核电厂运行许可证延续（OLE）项目中对反应堆压力容器进行了辐照脆化TLAA安全评估,其评估方法和评估结论到得国家核安全监管局的认可,为秦山核电厂延寿20 a奠定了基础。     

统计过程控制技术在反应堆压力容器螺栓预应力分析中的应用

在分析核电厂反应堆压力容器螺栓预应力安装工艺的基础上,提出使用统计过程控制(SPC)技术对螺栓预应力进行分析的方法,并设计一种可以自动采集数据的实现方案。数据分析结果证明方法准确,可用于核电厂压力容器螺栓安装的预应力分析和质量评价。     

主螺栓断裂对压力容器密封性能、应力及疲劳的影响分析

Base on the mechanics theory and numerical simulation technique, a method to analyze the effect of the main bolt break on the stress, fatigue and seal is studied in this paper, and is adopted to evaluate and analyze the fracture influence of main bolt. The results show that this method is applicable for the analysis of the RPV safety performance induced by one bolt break or several bolts break accident, and for the determination if the nuclear reactor can be operated when similar problems occur.     

10MW高温气冷堆压力容器主螺栓液压拉伸机

为了配合１０ＭＷ高温气冷堆３个压力容器的安装与拆卸，清华大学核能技术设计研究院研制了３种主螺栓拉伸机以代替昂贵的进口设备。本文对此拉伸机的研制情况、结构特点、设计参数、试验情况等方面作了描述，并给出螺栓预紧力的计算方法。这批拉伸机已成功地应用于１０ＭＷ高温堆３个压力容器的出厂水压试验。     

核电厂主泵阻尼器拉杆拉伸异常事件处理分析

某核电厂主泵阻尼器锚固拉杆采用螺栓拉伸机加载时出现异常现象，为解决该问题，本文利用原因排除、解析计算等方法进行故障诊断，识别出拉伸异常的主要原因是螺纹旋合长度较短，针对该问题提出调整旋合长度的方案，并采用有限元方法进行了验证，结果表明锚固拉杆螺纹的应力分析满足规范要求。该事件的处理保障了现场施工进度，避免了较大的经济损失。      

主泵两相降级对大破口失水事故的影响研究

大破口失水事故过程中,主泵的工作范围覆盖了单相液、气液两相和单相气工况。在两相工况下,主泵的扬程和转矩发生降级。对于AP1000核电厂,WCOBRA/TRAC被用于大破口失水事故分析,其现有的主泵两相降级数据来源于西屋W93A主泵。为正确模拟AP1000主泵在大破口失水事故过程中的热工水力特性,需对其两相降级特性进行研究。本研究分别采用国际上广泛使用的SEMISCALE和EPRI/CE主泵的两相降级数据进行AP1000冷段双端断裂事故的计算分析,并与原有W93A的计算结果进行对比。结果表明,AP1000主泵两相降级特性对反应堆冷却剂系统压力、破口流量和安注箱流量影响不大。相比于SEMISCALE和EPRI/CE,现有的W93A的两相降级数据将导致更低的堆芯冷却流量和更高的包壳峰值温度最大值,计算结果相对偏于保守。     

核级阀门法兰螺栓应力的声弹性测量

文中研究了联合采用超声横、纵波声弹性测量螺栓应力的新方法。介绍了螺栓中超声横、纵波往返时间之比的新参数M,该参数只与螺栓中的应力及材料特性相关。无应力时的参数M_o在相同热处理条件下的同种材料的螺栓中是一个常数。该方法已成功地用于测量已加载的核级阀门法兰螺栓中的应力,文中给出了部分测量结果。     

RETRAN's improved small break modeling capability

The RETRAN-02 computer code has been used extensively to analyze both operational transients and small break loss-of-coolant accidents (SBLOCA). While the results of these analyses are generally in good agreement with data, the explicit solution method sometimes requires small time-steps for portions of the small break calculations. The RETRAN-03 code, now under development, is incorporating additional models to extend the capability of RETRAN-02 and improve the code efficiency for SBLOCA's. Included in these models is a stable, implicit solution method which has provided a significant reduction in CPU requirements while maintaining satisfactory analyses results. The new models for RETRAN-03 and results of small break analyses using RETRAN-03 are briefly discussed in this paper.     

Analysis of flange joints with elastic bolt

The contact zone and pressure distribution between two elastic plates joined by an elastic bolt and nut are estimated using finite element analysis. Smooth interfacial conditions are assumed in all the regions of contact. Eight node axisymmetric ring elements are used to model the structure. The matrix solution is obtained through frontal technique and this solution technique is shown to be very efficient for the iterative scheme adopted to determine the extent of contact. A parametric study is conducted varying the elastic properties of bolt and plate materials, bolt head diameter and thickness of the plates. The method of approach presented in this paper provides a solution with a realistic idealization of tension flange joints.     

核电站主给水管道破裂事故的运行研究

较为全面研究安全壳内主给水管道破裂事故,特别是在小破口事故。采用分析的方法,从介绍主给水管道破裂事故的定义开始,进而总结导致主给水管道破裂事故的原因。详细分析了给水管道在安全壳内出现小破口事故的演变过程,机组的主要风险或后果,提出了运行人员对其进行诊断的方法和针对不同泄漏程度的处理策略。     

GOTHIC局部氢气风险三维分析研究

Integrated severe accident code is used to analyze the hydrogen risk in current safety assessment. After Fukushima accident, higher requirements are placed on hydrogen risk analysis. In order to supplement the lumped parameter analysis, three dimension hydrogen risk analysis method using GOTHIC is studied. Local three dimension hydrogen risk model is constructed by GOTHIC. Based on model validation, typical severe accident cases are chosen to analyze the hydrogen distribution. The results show that, hydrogen and other gas are mixed well in the upper compartment of the containment, and hydrogen stratification phenomenon is not obvious. For DVI rupture accident in PXS-B, the lower area of the break is flooded, and the hydrogen concentration for the upper area of the break is large, however, the hydrogen risk is little.     

GOTHIC局部氢气风险三维分析研究

目前的氢气风险分析中，主要采用一体化严重事故分析程序进行分析计算。日本福岛事故后，对氢气风险分析提出了更高的要求。为了实现对集总参数程序的有益补充，本文开展了GOTHIC程序氢气风险三维分析的研究。利用GOTHIC建立了局部氢气风险三维分析模型，在模型验证的基础之上，对典型严重事故序列下的氢气风险进行三维分析研究。研究表明:安全壳上部空间气流混合较好，氢气分层并不是非常明显；对于核电厂压力容器直接注射（DVI）管道破口所在的非能动堆芯冷却系统隔间B（PXS-B），由于破口以下部分区域被水淹没，破口以上区域的氢气浓度较高，但氢气风险较小。