秦山核电二期工程反应堆超温△T和超功率△T保护定值设计

△T保护是反应堆上唯一的由多个测量量组成的多元函数保护定值通道.本文用FLLCA-Ⅲ、DELTAT、RETRAN-02及THEMIS程序对其进行了计算分析.分析中采用了对DNB偏于保守的初始条件,通过分析计算,确定了△T紧急停堆的最大整定值、现场整定值和补偿函数,最后进行了保护有效性验证.     

反应堆压力容器承压热冲击分析研究

依据RCC-M规范和美国NRC 10CFR50.61,对存在假想裂纹的反应堆压力容器堆芯带区进行承压热冲击分析研究.计算核电厂寿期末的基准温度,并采用承压热冲击筛选准则进行评定;计算了承压热冲击瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子,并按RCC-M规范进行评定.     

我国核电厂反应堆压力容器堆芯区用锻件标准的差异分析和融合建议

文章调研了国外关于核1级设备所用的16MND5(RCC-M)和SA-508Gr.3 Cl.1(ASME)两种材料标准的对比研究工作情况,梳理分析了我国现有的关于压水堆核电厂反应堆压力容器堆芯区用Mn-Ni-Mo锻件的两份标准NB/T 20006.1和NB/T 20006.36之间存在的具体技术差异,为标准融合提出了可行方案。     

核级转子流量计测量管段应力分析与评定

为论证流量计在各种工况下是否保持结构的完整性,利用有限元分析软件ANSYS对流量计测量管段进行分析和改进.利用计算结果,严格按照RCC-M规范对转子流量计测量管段作了应力评定.应力分析评定结果表明,转子流量计测量管段满足RCC-M对安全3级设备结构完整性的要求.     

RCC-M 2007版的改进及对我国相关标准的影响

我国已建和在建的多座核电站采用的都是从法国引进的核电技术,这些工程所采用的设计和建造规范基本是法国的RCC系列标准.因此,RCC系列标准,尤其是RCC-M对我国核电行业将会有着长远而重要的影响.文章介绍了RCC-M最新版2007版的改进内容,并对这些改进进行了评述；同时对正在升版的我国国家标准GB/T 16702提出了升版建议.     

换热器热力学计算中平均温差计算方法

对算术平均温差和对数平均温差的计算方法进行分析.分别采用对数平均温差法(LMTD)与测壁温法进行换热计算,分析二者计算结果的差别.通过实验进一步验证,认为在计算对流表面换热系数时,采用两种数据处理方法所得结果不同,特别当雷诺数较小时二者差距较大,二者的差别主要来自于对数平均温差和算术平均温差;而在紊流区,二者相差不大,可以用算术平均温差代替对数算法.在工程计算中可以采用LMTD来分析紊流区内的对流换热特性.     

CPR1000核电厂核反应堆压力容器应力分析

本文所计算的核反应堆压力容器是保证核安全的一道重要屏障,因此,要参照相应的规范和标准对其进行强度方面的分析和校核.通过有限元软件ANSYS建立压力容器的三维模型,计算压力容器在设计工况以及试验工况下,在压力、温度、堆内构件重力和接管载荷等各种载荷作用下的应力强度,并严格参照规范标准RCC-M B篇规定的各种工况下的应力准则,对压力容器进行强度评定.评定的结果表明,压力容器在计算的几类工况下,均符合规范标准RCC-M的强度要求.本工作的计算和分析也为我国核工业未来的设备设计制造走上国产化、标准化奠定了一定的基础.     

化学和容积控制系统下泄热交换器抗震分析

采用有限元方法对辽宁红沿河核电厂一期工程设备中的化学和容积控制系统(RCV)下泄热交换器进行了抗震计算分析,载荷包括自重、压力、温度、接管载荷和地震.根据RCC-M和ASME规范对计算结果进行评定.结果表明,RCV下泄热交换器的设计满足规范要求.     

核电厂用3级海水介质用不锈钢承压铸件标准对比研究

文章对比分析了NB/T 20007. 28-2014与RCC-M M3402 (2007版)、ASME SA-995 (2015版)海水介质中不锈钢承压铸件材料标准,研究了3个标准的异同,讨论了我国核电标准与国际主要标准之间的等效关系,以期为核电工程中选用我国核电标准提供支撑,促进我国核电标准的使用以及海外工程的应用。     

主管道安注斜接管嘴应力指数计算研究

以压水堆核电机械设备设计和建造规范RCC-M中应力指数的定义为基础,提出一种应力指数的有限元计算方法。采用有限元软件ANSYS建立一垂直支管连接的有限元模型,计算该支管连接的应力指数。通过与RCC-M中规定的支管连接应力指数的比较,验证应力指数计算方法的正确性。。     

容积控制箱力学分析及评定

采用有限元软件ANSYS对容积控制箱进行力学分析,遵照规范RCC-M2000和ASME相关规定进行相应评定,计算了多种载荷下系统的抗震性能,同时分析了裙座的屈曲性.结果表明,该容积控制箱的设计满足规范相关条款要求.     

CPR1000核电厂核岛主设备热棘轮现象试验评估方法研究

针对RCC-M评定准则对部分部件的热棘轮现象无法做出安全性评定的问题,综合考虑塑性变形和弹性变形的影响,详细分析CPR1000核电厂稳压器电加热喷雾接管的热棘轮现象。计算结果表明,RCC-M热棘轮评定准则过于保守,试验分析方法更精确,可提高核电建设的经济性。     

压水堆核电厂主蒸汽系统用推制弯头材料标准对比转化研究

文章对比分析NB/T 20005.17-2014与RCC-M M1125(2007版)、ASME SA-234(2007版+2008补遗)(2015版)3项主蒸汽系统用推制弯头材料标准,研究3项标准的异同点,说明我国核电厂主蒸汽系统用推制弯头材料标准与国际主要标准之间的等效关系及自主技术特点,以期为核电工程中选用我国主蒸汽系统用推制弯头及相关标准提供支撑,促进我国核电标准的使用以及在海外工程中的应用。     

堆芯段筒体快速断裂计算

本工作研究反应堆压力容器在60年寿期末是否会出现快速断裂.文章采用断裂力学分析方法计算寿期末堆芯段筒体的应力强度因子,其计算结果满足RCC-M规范的要求,即在寿期末堆芯段筒体不会发生快速断裂.     

二代改进型核电站管道系统应力分析与评定

管道是核电站中的重要部件。为了使管道满足规范要求,需要对管道进行应力分析与评定。本文分析了二代改进型核电站1级和2级管道应力分析与评定过程,论述了不同载荷下管道应力的计算方法,并分析了RCC-M规范版本的变化对管道应力分析结果的影响。最后,以岭澳核电站二期工程安全注入系统为例,对管道进行了应力分析与评定,满足了RCC-M规范的设计要求,并输出了支撑载荷、接管载荷、管道位移等接口参数。本文可以为二代改进型核电站管道系统应力分析与评定提供帮助。     

浅谈新版RCC-M2007的变化

2007版的RCC-M标准是RCC-M(2000版)标准与2002、2005年补遗和2007年的修改结合而成的产物。本文介绍了RCC-M 2007版的更新原因,对引用标准的更新。结合欧盟承压设备指令(PED)和法国核能法令(ESPN)审查管理要求的改变、分级变化以及设备鉴定、材料、制造和焊接、无损检验等各卷章的变化介绍了RCC-M 2007版的更新项。     

中广核岭澳电厂二期LOT150B-2冷水机组抗震力学分析及应力评定

根据浙江国祥制冷工业股份有限公司的要求,对中广核岭澳核电厂二期LOT150B-2冷水机组进行了力学分析计算.分析中考虑的载荷为自重、压力、地震载荷和接管载荷内压、设计压力+自重+设计温度接管载荷和OBE、SSE地震接管载荷,分析后按照RCC-M规范进行了应力评定.分析结果表明,该冷水机组在所承受载荷作用下的应力计算结果满足规范的有关要求.     

基于主曲线方法研究加载速率对RPV材料断裂韧性的影响

利用3组不同材料预制的裂纹夏比试样（PCCv)研究了不同温度和不同加载速率对反应堆压力容器材料断裂韧性的影响，对采集到的实验数据用ASTM E1921—97标淮，计算出材料度的断裂韧性值和参考温度(T0)。从稳态到瞬态加载条件下的参考温度幅值用主曲线方法确定。研究结果表明，T0依赖于加载速率，并随加载速率的增大而增加，同时当稳态加载时的T0较小时，瞬态加载时的T0增值（△T0)较大。     

秦山核电二期工程稳压器的自主设计与国产化

采用分析法进行稳压器的设计.为了减小热应力的危害,改善接头的受力状态,采取了降低热疲劳的措施.在RCC-M 1级锻件的基础上,又增加了砷、锡、锑、硼等有害元素的考核指标以及金相检验的要求.稳压器的支承设计采用下封头整体锻出的凸台与裙座支承筒对接焊连接.对波动接管及其热屏蔽套管的瞬态温度场分布、喷雾接管材料的疲劳性能和塑性累积变形,以及反应堆冷却剂系统特殊构件(包括波动接管)的瞬态传热特性进行了试验和分析研究,用流体力学软件FLUENT对构件的传热性能进行了数值计算,得到了良好的试验和计算结果.     

核安全一级主管道疲劳校核

本文对某核电厂主管道疲劳及热棘轮进行了独立校核。校核采用基于RCC-M标准的ROCOCO软件,比较了RCC-M标准与ASME标准在核安全一级管道疲劳评价方面的差异。对比的主要方面包括疲劳设计的计算范围界定、一次加二次应力强度的计算方法、弹塑性修正系数的计算、动态载荷叠加方法等。通过对ROCOCO中与ASME标准不一致的算法进行修正,得到主管道冷段壁厚65 mm和55mm的疲劳使用系数和热棘轮设计裕量。结果表明:某核电厂主管道最小壁厚不能小于55 mm,55mm壁厚的热棘轮设计值达到许用值的95%。