核电厂主管道现场窄间隙TIG自动焊组对精度的定量分析

核电厂主管道现场焊接采用的窄间隙钨极惰性气体保护电弧焊(TIG)自动焊对组对精度的要求比较高。本研究建立了一回路组对三维几何模型,并在此基础上定量分析主设备制造尺寸、安装尺寸对组对精度的影响,甄别出需要控制的关键因素。根据分析结果对施工方案提出了建议。     

压水堆核电厂主管道窄间隙自动焊焊丝研究

根据窄间隙自动焊工艺及主管道母材特点,在ER316L焊材基础上研究与主管道自动焊技术相匹配的专用焊材。通过模拟焊接试验和热裂纹试验验证了自动焊焊材的稳定性、可焊性,并对其焊缝疲劳寿命进行试验。研究结果证明新开发的自动焊焊材与主管道窄间隙自动焊工艺相匹配,焊缝接头综合性能良好。     

基于主管道自动焊项目的团队协同创新管理

主管道的焊接质量直接影响核电厂的安全运行。主管道自动焊技术为国内首创,是一项复杂系统工程,涉及设计、制造、材料和现场实施等多个环节。中广核工程有限公司联合国内核电设计、制造和建设单位等组成研发团队,依据核电工程建设本身的特点,运用团队协同创新管理模式,通过项目统筹、资源整合、搭建政产学研用协同创新平台,最终实现了主管道自动焊项目的成功研发,并被广泛应用到核电建设之中,创造了可观的经济效益。     

CPR1000核岛安装主管道自动焊精确组对技术

主管道的精确组对是主管道自动焊技术成功实施的前提。立足于各个主设备及主管道的几何特征,提出针对性的竣工尺寸测量方案,据此计算出主管道坡口加工数据,以期消化主设备的制造误差;然后通过制定坡口加工方案保证坡口加工精度,从而最终保证主管道安装精确组对。     

“华龙一号”示范工程主管道窄间隙自动焊焊接缺陷分析

“华龙一号”示范工程主管道窄间隙自动焊焊接期间,有4道焊口出现了焊接缺陷,缺陷类型包括气孔和未熔合。通过审查射线检测底片、查看现场环境、调阅焊接记录、访谈一线作业人员、邀请专家评审等方法,对缺陷的性质及产生原因进行了深入分析,制定了相应的返修处理措施,同时总结了主管道焊接管理上存在的不足,提出了管理改进,为后续“华龙一号”机组的主管道焊接提供了一定的参考和借鉴。     

核电厂主管道自动焊焊前组对的工程分析与研究

介绍了核电厂主管道自动焊组对的重要性和存在的组对风险,以主回路焊前组对情形为研究对象,提出尺寸链封闭算法,并根据工程实际设定了初始值、约束条件和优化目标值,实现了主回路焊接组对情况的预判功能,同时进行了设计验证与工程验证,验证结果与工程实际相符。      

核电厂主管道材料低周疲劳寿命预测方法评价

采用总应变控制方法,对压水堆核电厂主管道国产材料Z3CN20.09M进行了室温与350℃温度下的低周疲劳试验研究,获得了材料的疲劳寿命演化规律。采用Manson-Coffin方程、单拉估算模型、拉伸滞后能寿命模型和三参数幂函数公式对该材料的低周疲劳数据进行了拟合。通过寿命预测结果比较发现,除单拉估算模型外,其他几种模型对350℃高温下疲劳寿命的预测结果分散性明显高于室温疲劳。在众多模型之中,单拉估算模型拟合效果较差且预测寿命偏于非保守,而室温下拉伸滞后能法预测精度相对较高,350℃下则采用三参数幂函数法获得的预测效果更好。     

CPR1000核电厂主管道90°弯头结构优化研究

研究CPR1000核电厂主管道90°弯头壁厚的分布规律,提出一种优化的90°弯头结构。优化后的弯头结构与原设计结构的主要差异为:原设计弯头在内弯处120°范围内向管道内部凸起局部增厚,120°到中性面为厚度过渡区,外弯180°范围没有增厚;优化后的结构利用内外圆偏心实现弯头外弯处壁厚薄而内弯处壁厚,弯头截面内径为一个完整圆形,整体壁厚均匀变化。分析结果表明,改进后的结构满足规范要求,更有利于加工制造。。     

AP1000核电厂二回路主管道双端断裂流体喷射力计算分析

AP1000是先进的第三代压水堆核电厂,为确保核电厂在事故工况下的安全性,需对二回路主管道发生双端断裂的工况进行研究。本文采用RELAP5/MOD3.4软件对核电厂二回路突发主管道双端断裂的事故工况进行了数值模拟,计算得到断裂后管道破口处的喷放流量、压强、空泡份额及喷射力等物理参数的变化特性,并将计算结果与ANSI 58.2简化计算方法的结果进行了比较分析。结果表明,RELAP5/MOD3.4计算所得的喷射力小于简化计算方法所得结果。本文分析结果为进行AP1000核电厂的破裂管道甩击防护提供了基础。     

核电站一回路主管道的安装焊接

本文是通过方家山主管道安装焊接的施工设计的体会。论述了秦山核电一期扩建方家山工程100万千瓦级反应堆冷却剂管道（主管道）的安装、焊接技术要点，对主管道的安装顺序、通过焊接工艺达到对焊接变形的控制等方面给予了详细的阐述，并对将要应用在主管道现场管道中的全方位热丝TIG焊技术作了介绍和展望，对核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接的质量控制具有实际借鉴作用。     

核电厂反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力分析

综述了现有的反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力的测试结果和残余应力选取的实践经验。对于反应堆压力容器环焊缝,残余应力沿壁厚呈余弦分布,其最大值可取为60MPa。对于主管道对接环焊缝,最大残余应力区域通常位于在焊缝中心线且靠近管道外表面,而运行过程中的缺陷常出现在内表面区域,在进行安全性评价时焊缝最大残余应力可取为100MPa。     

核电厂主管道事故工况载荷组合合理性研究

为证明核电厂主管道事故工况下安全停堆地震(SSE)和冷却剂丧失事故(LOCA)载荷组合的合理性,需论证SSE和LOCA不会同时作用在主管道上。采用概率统计学方法分析得到SSE和LOCA事故为不相关事件时,核电厂主管道同时发生SSE和LOCA的概率低于核电厂设计考虑的概率;采用确定性方法分析得到即使主管道上存在可探测的泄漏裂纹,SSE也不是导致LOCA发生的诱导因素。因此,在主管道设计中假设SSE和LOCA不同时发生是合理的;在主管道应力分析中将SSE和LOCA产生的载荷按照平方和平方根的组合方式进行组合是保守的,能够保护公众的健康和安全。     

窄间隙矩形通道间隙厚度对传热强化影响研究

根据窄间隙矩形通道的流道结构特点，参考圆管环状流临界热流密度（CHF）预测解析模型，得到了可以预测间隙厚度不小于0．5mm的窄间隙矩形通道内发生沸腾两相流环状流时的CHF解析模型。计算表明，当窄间隙矩形通道的进口截面宽度与间隙厚度比为25～85时，通道内的CHF值强化比较明显。根据汽-液两相介质的特点，推导出了在沸腾两相流系统中发生CHF时的传热强化判定准则。分析计算表明，这个判定准则是合理的，传热强化较好的进口截面宽度与间隙厚度比为45～75。综合两者的计算结果，窄间隙矩形通道内传热强化的参考进口截面宽度与间隙厚度比为45～75。     

窄间隙矩形多通道流动交混特性数值模拟

采用CFD程序CFX对窄间隙矩形多通道内流体的交混特性进行了数值模拟.数值计算结果表明:流体经过全部的交混段后,两边侧边通道内的流量低,中间4个主通道内的流最高.入口流量大小不同的条件下,流体经过全部的交混段后,主通道内的流量都趋于一致.前4段的流动交混较为明显,随着轴向交混段的增加,交混量越来越小;流体交混时,主通道入口流量大的通道内的流体向入口流量小的通道内运动,初始阶段在侧边通道和交混段产生了较强的二次流,但随着轴向交混段的增加,二次流变得越来越小.     

田湾核电厂自动功率控制器结构与应用分析

文章阐述田湾核电厂自动功率控制器软硬件设计的主要特点，通过对系统运行模式和故障种类的详细分析，讨论了田湾核电厂自动功率控制器系统工作的有效性和可靠性。分析结果显示，系统满足单一故障准则等安全原则的要求。     

窄间隙堆芯中子注量率测量扰动模拟研究

通过理论计算与模拟验证,分析了有机玻璃支架对堆芯中子场的扰动情况,为窄间隙通道中子注量率测量活化片支架的制作及布置提供了依据,实堆测量结果表明通过合理设计,有机玻璃支架对X堆芯中子场的扰动可降低到较低水平。     

压力容器主管道分段焊接变形的数值模拟研究

针对压力容器主管道焊接径向位移过大的问题,采用SYSWELD软件对主管道多层多道焊接进行了数值模拟分析,并研究了3种分段式焊接方案对焊接残余应力和变形的影响。结果表明,计算结果与实验结果较为吻合,验证了数值手段的合理性,采用分段式焊接可有效地降低压力容器主管道焊接过程的径向位移和残余应力,在所研究的3种分段式研究方案中,分段式上下单边焊接方案对焊接径向位移的抑制效果最好。     

核电厂主管道90°弯头热老化程度的评估

根据IAEA和国际上相关文献提出的铸造奥氏体-铁素体不锈钢热老化评价方法和评估流程,以秦山核电厂二期扩建工程为例,对静态铸造奥氏体-铁素体不锈钢主管道90°弯头在长时间热老化后,以及在325℃服役10 a后的冲击韧性和断裂韧性J-R曲线进行评估。评估结果表明:秦山核电厂二期扩建工程主管道静态铸造奥氏体-铁素体不锈钢主管道90°弯头在325℃服役10 a后的冲击韧性和断裂韧性有明显的下降,但冲击韧性仍在安全裕量以内,长时间热老化后的冲击韧性已低于设计要求。     

窄间隙矩形通道单相水纵向涡可视化实验研究

在窄间隙矩形通道内设置4对周期性分布的矩形块纵向涡发生器(LVG),应用相位多普勒粒子图像分析仪技术(PDPA)对该通道内单相流动的速度场进行可视化测量.通道内单相层流和湍流的主流速度分布表明:当流动经过LVG时,将会产生以二次流动为特征的纵向涡(LV);LV使得流动边界层的发展受到抑制或破坏作用,强化通道内部流动的横...