核反应堆压力容器接管安全端堆焊修复结构的LBB分析

核反应堆压力容器接管安全端异种金属焊接接头在服役中通常会产生高温高压水环境中的应力腐蚀裂纹扩展。目前减轻和修复这种裂纹的技术是在安全端管接头外表面堆焊一层更抗腐蚀的镍基合金(Alloy52M)材料。本文通过三维结构的有限元断裂力学分析,计算得到了堆焊修复结构的"先漏后断"(Leak-before-break,LBB)曲线和韧带失稳线,并分析了堆焊层厚度对LBB安全边际的影响。结果表明,堆焊修复后结构的LBB曲线和韧带失稳线在没有堆焊层结构的曲线上方,且随堆焊层厚度的增加,LBB曲线和韧带失稳线上移,表明堆焊修复及堆焊层厚度的增加使安全端结构的LBB安全边际增大。     

秦山核电厂稳压器管嘴DMW焊缝堆焊修复残余应力分析

核电厂一回路系统设备的接管嘴与管道的焊缝结构广泛应用合金81/182,该类焊缝为异种金属焊(DMW),DMW焊缝对一次侧水应力腐蚀(PWSCC)较为敏感,运行过程中易发生裂纹泄漏等问题。堆焊修复方法在国外核电处理该类问题得到广泛应用。本文基于秦山一期核电厂稳压器喷雾管接管嘴尺寸,建立轴对称有限元模型,采用生死单元模拟焊接过程的瞬态热输入,研究了结构在堆焊修复过程中温度场的变化分布特性,将计算得到的结构热分布历程作为热载荷,进而获得了堆焊修复过程中结构残余应力的变化特性,结果表明堆焊修复完成后,DMW焊缝区域内壁的残余应力能够起到控制PWSCC的作用。     

控制棒驱动机构上部Ω焊缝堆焊修复结构完整性分析

针对核电厂控制棒驱动机构（CRDM）上部Ω焊缝堆焊修复（WOR）技术,采用数值模拟方法进行了修复结构完整性评估。根据堆焊修复参数制定二维轴对称高斯热源等效输入,并采用ANSYS程序的单元生死技术模拟焊接过程,得到了结构的焊接残余应力。考虑电厂运行的全部瞬态,计算了结构的瞬态应力,并开展了疲劳分析。结合焊接残余应力分析和瞬态应力分析的结果,开展了断裂力学分析。结果表明,WOR结构的疲劳结果、应力强度因子及裂纹扩展等方面均能满足相应的规范要求。      

稳压器接管安全端堆焊结构裂纹扩展计算分析

针对核电厂稳压器接管安全端堆焊设计结构,按照稳压器设计载荷,对假设的安全端焊接区域的裂纹开展疲劳和应力腐蚀引起的裂纹扩展分析,获得裂纹扩展尺寸,并进行安全评估,结果表明,异种金属焊缝区域在周期末的最大环向裂纹深度扩展量为0.4×10~(-3) mm,最大轴向裂纹深度扩展量为23.6×10~(-3) mm;不锈钢焊缝区域在周期末的最大环向裂纹深度扩展量为12.4×10~(-3) mm,最大轴向裂纹深度扩展量为0,裂纹扩展量均满足堆焊设计要求,为稳压器接管安全端堆焊结构设计和评定提供参考。     

不锈钢堆焊层在Cl-溶液中的腐蚀性能研究

采用浸泡腐蚀试验方法,研究了不锈钢堆焊层材料在Cl^-溶液中的腐蚀情况,并通过金相显微镜、扫描电子显微镜、能谱分析观察表面形貌。研究表明,室温条件下堆焊层材料未发生任何腐蚀。在高温条件下,Cl^-的存在诱导了点腐蚀的发生,且随着Cl^-浓度的增加,点腐蚀加剧;较高浓度的Cl^-可导致缝隙内金属元素Cr的流失,缝隙腐蚀加深;应力腐蚀裂纹有沿晶开裂的特征,应力腐蚀敏感性随Cl^-浓度的增加有提高的趋势。     

核级不锈钢堆焊材料腐蚀性能研究

采用GB43 3 4 7 84和法国RCC MMC1 3 1 0对国产两种堆焊材料进行了点腐蚀、晶间腐蚀试验 ,在模拟压水堆核电站介质 (温度 3 45℃ ,80 0mg/LB ,2mg/LLi)条件下 ,研究了堆焊材料的应力腐蚀和均匀腐蚀性能。试验结果表明 :在高温含B水中 ,U型试样试验 5 0 0 0h后无应力腐蚀破裂 ,静态月平均腐蚀速率小于 2mg/dm2 。两种堆焊材料均具有优良的耐腐蚀性。     

LOCA下具有表面裂纹的反应堆压力容器承压热冲击分析

失水事故（LOCA）瞬态下,具有半椭圆形表面裂纹的反应堆压力容器（RPV）承压热冲击（PTS）问题被研究。采用有限元方法计算瞬态过程的热-应力响应;采用影响函数法计算应力强度因子,分别对母材和堆焊层内的应力进行分解,从而解决了由于堆焊层存在造成的应力拟合困难带来的计算偏差。编制了相应的断裂分析程序,对LOCA下RPV的结构完整性进行了分析。结果表明,在研究的LOCA下,整个瞬态过程中RPV应力强度因子均未超过材料断裂韧性,压力容器结构安全。本文研究为RPV在PTS下的结构完整性评估提供理论指导。     

AP1000核电厂蒸汽发生器管板堆焊冷裂纹问题分析

从母材焊接特性、H元素对裂纹的影响、焊接工艺及堆焊层残余应力等方面详细阐述AP1000蒸汽发生器管板堆焊过程中裂纹产生的原因,从锻件采购、焊接控制以及堆焊工艺等方面对AP1000管板堆焊工艺提出切实可行的改进方案.     

秦山核电厂蒸汽发生器焊接堵管的腐蚀试验

本文主要介绍了秦山核电厂蒸汽发生器传热管堵管结构和腐蚀试验研究,即将Inconel-600和Inconel-690两种不同材料加工成模拟塞子,用氩弧焊将塞子焊接在模拟管板堆焊层上,然后将模拟体置于高压釜内进行1000小时的加速腐蚀试验。试验后再用多种方法对金相结构进行检查。经检查,所有样品均未发现任何腐蚀裂纹。     

核电厂余热排出管道射线插塞孔失效原因分析

为研究反应堆厂房余热排出管道射线插塞孔失效原因,开展了材料组织及性能分析、裂纹及断口形貌分析以及模拟计算分析。结果表明,插塞孔是因裂纹导致失效;裂纹扩展方式为沿晶扩展,裂纹断口发生腐蚀,近插塞孔螺纹处裂纹腐蚀产物最多;部分裂纹发生了局部应变-硬化,螺纹处外表面的硬度最高并沿径向由外到内逐渐降低;插塞孔失效性质为晶间应力腐蚀开裂,受制造、安装及焊接修复的叠加影响所致。     

焊接残余应力对316LN不锈钢应力腐蚀裂纹扩展速率的影响

核电站不锈钢管道焊接过程中引入的残余应力对焊接接头的应力腐蚀开裂性能有较大影响。本文针对一AP1000主管道316LN不锈钢焊接模拟件进行残余应力分析和应力腐蚀裂纹扩展速率测量,得到了焊后原始状态和去应力热处理状态的焊接热影响区材料在高温高压水中的应力腐蚀裂纹扩展速率。实验结果表明,焊接残余应力明显提高了热影响区的应力腐蚀裂纹扩展速率,且在含氢的压水堆一回路正常水化学下焊接残余应力的影响更加显著。     

高温水中氯离子对316L不锈钢应力腐蚀裂纹扩展速率的影响

本文采用直流电压降(DCPD)方法,使用恒K(K=27.5 MPa·m1/2)加载方式,在核电厂高温高压水环境中研究了氯离子对316L不锈钢的应力腐蚀裂纹扩展速率的影响。实验结果表明:在高温除氧水中,氯离子会加快316L不锈钢的应力腐蚀裂纹扩展速率,且当水中存在溶解氧时,氯离子对应力腐蚀裂纹扩展速率的影响更明显。     

碳纤维复合材料缠绕修复的压力管道断裂分析

采用耦合的有限元-无网格Galerkin数值算法,计算了碳纤维增强型复合材料缠绕修复的压力管道横向贯穿裂纹以及横向椭圆型表面裂纹前沿应力强度因子,据此分析了碳纤维增强型复合材料套袖长度对压力管道裂纹应力强度因子的影响.结果表明,本文所提算法能有效计算三维问题应力强度因子;含裂纹压力管道采用碳纤维增强型复合材料缠绕修复后...     

控制棒驱动机构耐压壳下部密封环应力与疲劳分析

采用有限元分析方法对某核电工程控制棒驱动机构耐压壳下部密封环的2种对接厚度进行了应力和疲劳分析对比,在疲劳分析中采用瞬态分组技术,同时参考RCC-M 2002规范对ANSYS程序中的弹塑性修正因子(Ke)进行解耦修正。结果表明,2种接头厚度的分析结果均满足RCC-M规范中的应力评定准则,其中,较薄密封环结构疲劳分析结果相对更安全,较厚密封环结构在其余工况相对更安全;在疲劳分析中对瞬态进行分组能明显降低使用系数和一次加二次应力之和幅值的保守性;在热和机械共同作用的一次加二次应力之和的幅值较高时,对Ke的修正能明显提高计算结果精度。     

压水堆压力壳堆焊不锈钢的动电位再活化行为与晶间应力腐蚀破裂敏感性

用动电位再活化方法研究了压水堆压力壳堆焊不锈钢衬里材料的活化与再活化行为以及晶界形貌,用高温水恒变形和慢应变速率应力腐蚀破裂试验比较了晶间应力腐蚀破裂的敏感程应。结果表明再活化行为与晶间应力腐蚀破裂敏感性之间有一致关系。动电位再活化有可能作为核动力装置中不锈钢焊接件晶间应力腐蚀破裂敏感程度的无损检验方法。     

核级316L不锈钢管道射线插塞孔开裂原因分析

为查明某核电厂核级316L奥氏体不锈钢管道射线插塞孔裂纹显示的成因,对含插塞孔不锈钢管段的宏/微观形貌、化学成分、力学性能、维氏硬度、断口形貌、腐蚀产物、应力分布等进行了分析。结果表明：裂纹以沿晶方式扩展,断口呈冰糖块脆性断裂花样并伴有大量氧化腐蚀产物,属于典型的压水堆一回路水介质条件下由插塞孔局部应变-硬化导致的晶间应力腐蚀开裂。引起应变-硬化的主要原因是插塞孔和插塞的过盈配合以及射线插塞孔密封焊缝焊接残余应力过高。建议加强在役机组同类结构的检查,减少新建机组类似结构的使用。     

热电偶柱组件用新型密封结构设计研究

针对热电偶柱组件的功能要求和反应堆结构的特点设计热电偶柱组件用新型密封结构,该密封结构采用填料式石墨环,具有自紧式密封功能,其密封面设计了锥形角,以便于石墨环的拆装。对采用锥形密封面的石墨环进行密封受力计算结果表明,采用锥形密封面增加了密封环的径向压力,提高了密封效果;应力分析结果表明其强度满足规范要求;对密封结构的冷热态密封性能试验结果表明,其密封性能良好,满足设计要求。     

蒸汽发生器传热管裂纹扩展性质的确定

本文应用金相、TEM、SEM 和 EDAX 对蒸汽发生器1Cr18Ni9Ti 不锈钢传热管的裂纹及断口进行了分析.管束裂纹的性质属腐蚀疲劳。并指出在裂纹扩展过程中,当裂纹发展到使 K_1≥K_(1scc)时,裂纹扩展方式会由腐蚀疲劳转变为应力腐蚀.     

反应堆压力容器接管嘴马鞍面缺陷的断裂力学分析

某核电厂大修时发现反应堆压力容器均在出口接管嘴不锈钢堆焊层出现局部表面损伤痕迹,损伤最深处约为1.27 mm.本文采用ANSYS程序,依据相应规范,对反应堆压力容器出口接管嘴缺陷进行快速断裂力学分析和疲劳裂纹扩展分析.分析内容包含缺陷的包络和假设、应力计算、应力强度因子计算、疲劳裂纹扩展尺寸计算和Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ工况及水压试验工况下的断裂力学分析评估.分析结果满足规范要求.     

“华龙一号”核电厂堆内构件钴基合金堆焊优化设计

核反应堆堆内构件的左、右嵌入件与导向销以及径向支承键与U形嵌入件需进行钴基合金堆焊以保证耐磨性能。前期核电项目采用手工钨极氩弧堆焊,堆焊层会出现不同程度的气孔、夹杂甚至裂纹,导致较多不符合项的产生。在大量吸取前期核电厂堆焊经验教训的基础上,本文对堆内构件钴基合金堆焊从设计和工艺方面进行了优化改进,改进后的检验结果显示,堆焊层质量大大提高,表层硬度均匀,硬度线过渡柔和,堆焊层缺陷大大减少。