反应堆压力容器主螺孔螺纹研磨修复工艺开发和应用

反应堆压力容器作为核电厂核心设备,其法兰主螺孔螺纹的损伤修复非常关键,任何细小缺陷都可能导致主螺栓植入或拧出时卡涩或咬死等严重后果。针对不同形式和严重程度的螺纹缺陷,需选择合适的修复工艺,在确保螺纹修复质量和安全的前提下,实现反应堆主螺孔螺纹精细、高效的在线修复。某核电厂调试期间出现主螺孔螺纹区域性划痕、毛刺等缺陷情况,鉴于传统刮刀、油石等手工修复方法效率较低、效果不好,开发了一套主螺孔在线研磨修复装置和工艺并得到成功应用,取得了较好效果,可为后续反应堆压力容器主螺孔螺纹在线修复提供参考和借鉴。     

反应堆压力容器主螺栓孔修复方案探讨

反应堆压力容器作为核电厂不可更换的机械设备,其主螺栓孔的损伤修复一直是国内外研究的重点。以某核电厂受损的M155×4螺纹为例,考虑沿原螺旋线扩孔修复方案、重新加工新螺纹扩孔修复方案和衬套修复3种方案,并分别从螺纹的强度校核、残余伸长量的影响、密封面积校核等方面对修复方案进行分析评价,结果表明,3种方案在技术上都具有可行性,工程上应综合考虑多种因素,选用切实可行的修复方案,为反应堆压力容器主螺栓孔的修复提供了参考和借鉴。     

CPR1000反应堆压力容器主螺栓孔螺纹力学分析研究

压水型反应堆压力容器采用大口径两体可拆结构,即大直径上封头组件与筒体组件经密布的大型主螺栓联接为密闭容器,依靠主螺栓载荷保证足够的密封储备。法兰螺纹受力关乎反应堆压力容器结构完整性,有必要开展相应的分析研究。应用ANSYS有限元分析软件,对CPR1000反应堆压力容器主螺栓孔螺纹进行受力分析,综合考虑螺纹升角、法兰实际结构形式等多种因素,对比分析了螺纹应力集中系数、剪切应力等结果,梳理出各种因素影响的规律性。通过研究,总结得到了反应堆压力容器主螺栓孔螺纹力学分析方法,为螺纹结构优化设计、相应工程问题处理等提供了有限元数值计算依据。     

反应堆压力容器接管区角裂纹应力强度因子影响系数法适用性分析

分别采用有限元法(FEM)和合乎使用(FFS)规范ASMEⅪ附录G,API 579,RCC-MRx中的影响函数法计算了断裂力学参数,求解了不同工作载荷和不同裂纹尺寸下的反应堆压力容器接管区角裂纹应力强度因子(SIF),对比了不同方法中SIF计算结果的差异,并讨论了采用不同合乎使用规范进行工程结构断裂参量计算的适用性。结果表明,对于裂纹前缘最深点应力强度因子的计算,随着裂纹尺寸的增加,基于API 579和方法2的SIF结果由不保守约10.00%逐渐变化为保守约10.00%;RCC-MRx方法的保守度为12.50%和20.00%之间;ASME方法1的SIF结果的不保守度逐渐增大,最大不保守程度可达到15.00%左右。对于裂纹前缘SIF最大值的计算,API 579,ASME方法1和ASME方法2的不保守度可接近20.00%;ASME方法2比其他3种方法的不保守度更大,最高可达34.65%。现有的FFS规范方法不适用于计算接管区角裂纹前缘的最大值,需要发展新的计算方法或公式。     

反应堆压力容器主螺栓的选材和研究

本文叙述了秦山核电站30万千瓦反应堆压力容器主螺栓材料的选择和研制。对主螺栓用18CrNiWA钢锻件进行了全面性能研究,包括恒应变低周疲劳试验和高温应力松驰试验,使该钢种达到了核用途主螺栓材料的标准。     

核电站压力容器主螺栓孔修复工具研制

通过自行研制核电站压力容器主螺栓孔修复工具,实现在螺栓旋入前对检查发现有损坏的螺孔进行专项修复。修复工具刀头的螺纹中径可调,可以很好地适应不同螺孔尺寸的微小差别并实现螺纹啮合自对中,能够有效对螺孔螺纹的常见缺陷进行修复,保证螺栓顺利旋入。     

基于ASME规范的反应堆压力容器应力分析

以某反应堆压力容器为例,依据ASME规范,简要介绍压力容器应力分析的过程及方法,以提高相关设备的分析设计水平,以及对规范的理解。     

反应堆压力容器支承刚度和应力计算方法

基于CPR1000、EPR、AP1000反应堆压力容器支承,设计了一种反应堆压力容器支承,反应堆压力容器支承采用实体单元建模和接触单元的有限元算法模式,对反应堆压力容器支承进行了刚度和应力计算,反应堆压力容器支承刚度可用于核岛主设备动力学分析,反应堆压力容器应力分析和评定用于校验核岛主设备的安全性。反应堆压力容器支承刚度和应力计算方法可应用于新开发堆芯其它核岛主设备。     

反应堆压力容器主螺栓拉伸装置设计分析

为了使反应堆压力容器主螺栓受力更加均匀,提高工作效率,设计了能同时实现4组主螺栓拉伸的反应堆压力容器主螺栓拉伸装置。该装置具有4台串联的液压螺栓拉伸器,通过十字旋转支架实现4台液压螺栓器工位变换,旋转支架的升降、旋转以及主螺栓拉伸状态显示通过PLC控制;应用商业软件ANSYS对关键部件进行了力学校核。工程应用证明,该装置各项技术指标满足压力容器主螺栓卸载/加载要求。     

反应堆压力容器接管段三维弹塑性应力分析

反应堆压力容器在正常运行、事故、水压试验等工况下承受包括自重、压力、热膨胀、地震和管道载荷等复杂载荷。由于接管段几何不连续性,容易产生应力集中而发生破坏,是压力容器结构分析的关键部位。目前,反应堆压力容器应力分析研究主要采用线弹性分析方法。由于载荷的复杂性以及几何不连续,材料可能会发生塑性行为。在某些极端工况下,采用线弹性计算结果进行应力评定可能无法满足规范要求,这可能由于线弹性分析的过保守造成的,而弹塑性分析能够得到更接近实际的结果。采用反应堆压力容器材料的真实应力—应变曲线作为输入,并采用了ANSYS的多线性随动强化模型模拟压力容器材料真实本构,建立压力容器接管段的三维有限元模型,对压力容器接管段进行弹塑性应力分析。研究得到了压力容器接管段在内压载荷下的应力分布规律,塑性区域随载荷增大的扩展规律、压力容器最终失效的塑性极限载荷,为压力容器设计提供理论依据。     

CPR1000反应堆压力容器主螺栓预紧过程分析

论述并分析了采用单体螺栓拉伸机预紧CPR1000反应堆压力容器主螺栓的过程,并在此基础上对比分析了各组主螺栓在同一拉伸阶段使用相同拉伸载荷和使用不同拉伸载荷两种预紧方式对主螺栓残余预紧载荷分布的影响,结果表明:预紧后面的主螺栓会对已预紧的主螺栓产生卸载影响;随着对各主螺栓的进一步拉伸,各主螺栓残余预紧载荷的均匀性和离散度会更好;采用对各组主螺栓在同一拉伸阶段使用不同拉伸载荷的预紧方式,其主螺栓残余预紧载荷的均匀性和离散度均要优于使用相同拉伸载荷预紧方式的对应值,且其最终需进行残余预紧载荷调整的主螺栓数量明显减少。     

反应堆压力容器主螺栓螺纹疲劳分析方法

反应堆压力容器主螺栓螺纹是核岛设备疲劳分析中裕量偏小的典型部位之一。为优化螺纹疲劳数值分析方法,考虑主螺栓及主螺孔结构特点,从螺纹模型简化方式、应力提取及组合方式、瞬态温度和压力载荷叠加方式、疲劳强度减弱系数Kf取值及使用方法等方面,对反应堆压力容器主螺栓螺纹疲劳性能进行对比分析,总结出各因素对疲劳累积使用系数的影响规律,推荐一套较为合理、有效的计算方法,以提升螺纹疲劳分析裕量,从而为螺栓结构设计提供参考。     

反应堆压力容器主螺栓螺母立式清洗机

通过性能对比,提出高度集成的反应堆压力容器主螺栓螺母自动化立式清洗机的最佳方案。该主螺栓螺母清洗机只需一次吊装即可完成螺母的全自动装卸,螺栓、螺母的清洗、风干、机器视觉检查及螺栓上油功能。基本原理是采用C形吊具将螺栓垂直吊入,通过主螺栓驱动机构,螺母升降机构主动滑块和被动滑块的配合实现螺母全自动装卸,螺母装卸功能采用螺栓旋转螺母随动的原理,主动滑块跟随机制,可保证螺纹不受损伤。通过离心式螺母清洗刷及螺母升降机构的配合实现螺母清洗,通过旋转滚刷组件靠拢旋转主螺栓实现主螺栓清洗,由基于线阵工业相机的图像采集组件和螺栓运动控制组件实现螺纹机器视觉检测,并生成螺纹展开图。通过一系列试验验证证明该清洗机安全可靠、清洗效果好、效率高、产生的放射性废物少,占地面积小。该设备已经在核电现场成功应用,能充分满足反应堆压力容器主螺栓螺母清洗维护需求。     

球阀球体密封应力分析及强度校核

分析了球阀球体密封区域的受力状态,提出了球体强度的校核计算方法,论述了合理选择球体尺寸的方法。     

压力容器的应力分析与强度设计概论

本文介绍压力容器分析设计与常规设计的不同、应力分类、厚壁圆筒筒体的应力分析和压力容器中对各类应力的限制。通过实例论证在分析设计中,根据应力发生的原因、性质及对导致容器破坏所起的不同作用,对应力加以分类,分别根据各类应力对容器强度影响的程度,采用不同的安全系数和不同的许用应力加以限制,做到设计合理、节省材料,以保证压力容器在各类应力作用下都能安全可靠地工作。     

测井仪耐压钢筒的应力分析与强度校核

测井仪耐压圆筒在外压作用下处于三向应力状态,按不同的失效准则和强度条件有不同的设计公式。文中运用最大剪应力理论和形状改变比能理论,推导出了测井仪器耐压圆筒在弹性极限范围内的最小壁厚和强度校核公式,并分析比较在不同强度理论下的结果,为快速计算耐压圆筒壁厚及强度校核提供了可靠的理论依据。     

基于ABAQUS的反应堆主泵抗震强度分析

对于泵用有限元方法做强度验算,一般是使用壳单元,泵的厚度为一个固定值。本文通过CATIA软件建立了与真实主泵完全一致的三维模型,然后将三维模型导入大型商业软件ABAQUS中,使用软件的四面体网格自动划分功能,对建立的模型划分有限元网格,克服了采用壳体单元的近似,使模型的计算结果更加可靠。通过调用ABAQUS结构分析模块,避免了计算中将模型导入其它有限元软件时的信息丢失。反应堆用主泵的抗震强度计算表明,在地震载荷、温度场的作用下,最大Tresca等效应力为60.2MPa,低于应力极限值199.237MPa,应力均完全满足相关规范抗震强度的要求。     

反应堆压力容器主螺栓拉伸装置设计及有限元分析

反应堆压力容器主螺栓拉伸装置是反应堆开扣盖的重要、关键设备。根据压力容器及主螺栓结构特点,分析了主螺栓拉伸装置设计要求。结合现场操作工艺流程、总结实施经验,对主螺栓拉伸装置进行了结构设计,包括拉伸机、旋转支架以及控制系统等,最后对拉伸机关键部件进行了有限元分析。     

反应堆压力容器主螺栓螺纹副结构设计研究

反应堆压力容器主螺栓紧固组件是保证其密封的重要部件,其螺纹副结构直接影响着反应堆压力容器的密封性能。结合国内外压水堆反应堆压力容器主螺栓螺纹副在设计、制造和安装方面的经验,对主螺栓螺纹副设计遵循的规范和标准要求进行了梳理和研究,并从主螺栓螺纹副承载和主螺栓安装两方面,分析了主螺栓螺纹副结构参数的影响。在上述研究成果的基础上,对主螺栓螺纹副结构进行了验证计算,为各堆型反应堆压力容器主螺栓螺纹副的结构设计提供技术参考。     

反应堆压力容器检查机主立柱同步运动研究

反应堆压力容器检查机的主立柱部套是检查机于容器轴向定位和用于超声视频检查的关键部套,其运动的精准性对反应堆压力容器检查机的定位精度和可靠性具有重要影响。对实际制造装配进行研究,并通过理论计算,分析并确认了主立柱运动不同步的两个关键原因,最后通过装配工艺的改进,完成了主立柱伸缩管三组钢丝绳于水平状态下的预紧力及各端调节螺纹长度的调试,调试完成后经测试能够满足竖直状态下主立柱各级伸缩管同步运动的设计要求,精度满足使用要求。