中国先进研究堆堆芯容器及堆内构件设计研究

堆芯容器及堆内构件是中国先进研究堆(CARR)中的关键设备之一.经过充分调研和精心设计,解决了CARR堆芯容器及堆内构件结构设计中以下几个方面的技术难点:螺纹连接的防松脱设计,填充体与栅板组件的整体装配设计,控制棒导管的上、下支撑设计和密封结构设计等.目前,堆芯容器及堆内构件在现场已安装完毕,经多项设计试验验证表明,达到了预期设计要求.     

反应堆下堆芯支撑板热处理变形的原因分析及修复

海阳核电厂1号核电机组堆内构件在制造过程中因热处理变形导致下堆芯支撑板平面度和燃料组件定位销孔的位置度超差。设计方在原因分析后给出了返修的处置意见,并提供了返修的方案。本文围绕该1号机组下堆芯支撑板的超差情况,对产生超差的原因进行了叙述,并介绍返修方案和返修情况。     

压水堆堆内构件寿命管理中的关键问题

介绍了对堆内构件中潜在失效部件应开展的研究内容，包括预防措施、潜在的失效部件、失效模式，失效过程和基本接受条件；指出了堆内构件的主要失效模式和危险区域．并对这些失效模式和危险区域进行了分析对需修复或更换的部件．提出了需进一步研究的内容。     

二代加核电堆内构件实堆辐照监督结构研究

核电反应堆堆内构件在反应堆延寿分析中需考虑设备材料的辐照老化。目前国内尚无堆内构件材料的具体辐照数据,同时针对不同堆型及具体的机组,由于其运行使用也不尽相同,对于具体机组的辐照老化分析,还需考虑其具体的功率运行史,因此,为了较为准确地了解辐照老化对堆内构件使用的影响,本文提出了堆内构件实堆辐照监督结构方案。     

防止压水堆核电站堆内构件振动的可靠性措施

阐述了压水堆核电站运行时压水堆本体内部构件处的环境，定性地分析了构件发生振动的原因和危害性，然后从构件的机械设计，机械制造，材料选择，热工，水力设计，计算机控制等方面概略地介绍了防止其振动的可靠性措施。     

CPR1000堆内构件螺栓紧固件的转化设计

以中国改进型三环路压水堆(CPR1000)堆内构件的螺栓联接拧紧力矩作为问题研究的出发点,探讨堆内构件的螺栓联接件翻版设计中,以国标米制替代统一英制的具体步骤和方法,列出了在转化设计中必须考虑的影响螺栓联接拧紧力矩大小的螺栓结构要素,以确保CPR1000堆内构件螺栓联接结构的可靠性,避免在反应堆运行过程中因螺栓联接结构的松动或紧固件脱落而威胁到反应堆的安全运行.     

核反应堆堆内构件现场焊接质量控制

文章介绍了我国目前在建的二代改进型百万千瓦级核电厂反应堆堆内构件现场焊缝的主要种类、焊接方法及设计要求,结合国内M310堆型核电厂多次出现的焊穿、虚焊、焊瘤、咬边、母材弧伤、焊点数不足等焊接质量缺陷,分析了产生缺陷的原因,提出了设计优化、工艺改进以及加强质量监管的处理措施,对于后续M310堆型核电厂以及"华龙一号"、EPR和AP1000为代表的三代核电厂的现场焊接,都具有重要的参考和借鉴意义。     

核反应堆堆内构件焊接工艺评定

核反应堆堆内构件、零部件及焊缝、焊点较多,存在焊接接头型式、母材及其厚度、焊接工艺方法、焊接位置和方向等的不同,导致焊接工艺评定的复杂性。文章介绍了焊接工艺评定的一般变素、堆内构件焊缝分布及堆内构件的焊接工艺评定。并针对RCC-M规范、ASME规范及国内相关标准对焊接工艺评定要求的差异,结合堆内构件焊接工艺评定过程中尺寸稳定化处理、焊接接头的横向拉伸试样、手工焊与自动焊的定义、破坏性试验的复验要求等方面的争议,提出了个人的理解和认识。     

压水堆堆内构件老化评估方法及其应用

本文介绍了压水堆堆内构件老化分析评定方法。该方法通过建立老化机理筛选准则、初步分类、堆内构件的故障模式、影响及危害分析(FMECA)以及识别主要潜在老化部件等步骤,最终完成堆内构件老化程度的评估。老化评估结果为堆内构件的老化管理奠定基础。该老化评估方法已首次成功应用于秦山CNP320机组和CNP650机组堆内构件的老化评估。     

超临界水冷堆堆内构件选材研究

超临界水冷堆结构材料的研发作为开展反应堆结构设计的基础,已受到世界各国的广泛关注。本文以中国核动力研究设计院超临界水冷堆研究项目为背景,结合正在开展的选材及候选材料评价研究工作,围绕超临界水冷堆堆内构件选材原则和评价体系的确立、正在开展的候选材料评价工作以及近期取得的成果展开论述。     

Development and Design of Vessel and Internals for Demonstration Fast Reactor

<正>1 Summary According to the three-step strategy of fast reactor,after the construction of China Experimental Fast Reactor (CEFR),the research and development of the Demonstration Fast Reactor power station CFR600 with an industrial scale 600 MW would be carried out to demonstrate the industrial scale nuclear power plant.     

压水堆核电厂堆内构件结构材料优化选择

堆内构件是反应堆内部的关键设备,属安全相关级。由于长期工作在高温、高压和高辐照的环境条件,对堆内构件材料的要求较高。结合不同国家堆内构件常用牌号的几种不锈钢材料,分析了它们的耐腐蚀性能、焊接性以及辐照性能等,从而给出了推荐的材料选择。     

堆芯跌落事故下水力缓冲性能分析研究

对采用"水力缓冲+机械缓冲"技术的反应堆堆内构件二次支承结构缓冲性能进行分析,研究假想堆芯跌落事故(吊篮断裂)下反应堆堆内构件二次支承结构对吊篮组件的水力缓冲作用机理。基于Fluent动网格技术对吊篮组件跌落过程进行数值模拟,分析不同竖直间隙、冷却剂温度及初始流速下吊篮组件跌落过程的运动规律;基于LS-DYNA非线性动力分析程序分析跌落末端的冲击过程,研究二次支承结构水力缓冲作用效果。分析显示,堆芯跌落事故下,水力缓冲可以吸收缓解大部分跌落冲击能量,与传统缓冲结构相比,缓冲效果更佳,确保了反应堆压力容器(RPV)的结构完整性和堆芯稳定性。     

考虑应力松弛和辐照影响的堆内构件压紧弹簧疲劳可靠性评估方法

针对反应堆堆内构件压紧弹簧疲劳失效模式,在考虑应力松弛和辐照影响的条件下基于仿真方法开展可靠性评估。首先结合疲劳模型和平均应力松弛Landgraf模型,考虑辐照对疲劳参数的影响,构建了压紧弹簧疲劳寿命模型。在压紧弹簧疲劳寿命模型基础上,根据广义应力-强度干涉模型定义压紧弹簧可靠度并开展灵敏度分析。以非能动压水堆AP1000压紧弹簧为例进行案例分析,在95%置信度水平下,分别计算了可靠度为95%和50%时对应的疲劳寿命。结果表明,若不考虑应力松弛,压紧弹簧总疲劳寿命下降88.3%;从经济性角度考虑寿命预测结果较为保守。通过灵敏度分析发现对可靠度影响较大的设计变量是弹性模量和疲劳强度系数,在一定可靠度下可以通过调整设计变量对压紧弹簧的疲劳可靠性评估进行优化。      

反应堆堆内构件动态特性试验研究分析

介绍了反应堆试验模型主要部件在空气中和静水中进行的动态特性试验,包括所用的测量系统、试验原理、试验方法和得到的试验结果。并对试验结果进行了分析,说明了试验结果的合理性。     

秦山核电二期工程反应堆堆内构件设计

秦山核电二期工程反应堆堆内构件的设计是以大亚湾核电站为参考,经历了方案设计、初步设计、施工设计等阶段.在堆内构件设计过程中,进行了大量的设计验证工作.在国内自主设计的压水堆中,秦山核电二期工程反应堆堆内构件首次按照R.G.1.20对堆内构件的流致振动行为进行了综合评价.1#堆的成功运行证明秦山核电二期工程反应堆堆内构件的结构完整性和功能均满足设计要求,秦山核电二期工程反应堆堆内构件的设计是成功的.     

压水堆核电厂堆内构件制造的质量监督

分析了堆内构件制造工艺中的重点和难点,就如何进行堆内构件制造的质量控制与监督进行了探讨.特别对堆内构件中重要部件的制造过程和堆内构件装配过程中质最控制的重点、难点进行了详细的阐述,给出了堆内构件制造驻厂监造中的主要关注点,同时也给出制造过程质量监督中其他还需要注意的要点,如文件控制、人员控制.     

超临界水冷堆堆内构件密封研究

为实现中国超临界水冷堆(CSR1000)双流程设计方案,反应堆内部需要设置多处密封结构。鉴于电厂压水堆及其他行业在密封结构上的使用经验,"O"形环、"C"形环用于CSR1000堆内构件密封设计是可行的,通过有限元软件ANSYS模拟密封环的受载情况,并对压缩量及回弹量等关键参数进行计算分析。