300MW核电站反应堆压力容器密封性能综合研究

概述了根据调研确定的300MW核电站反应堆压力容器密封性能综合研究的总体构思,给出了密封分析程序系统的建立与试验校核的主要研究结果,叙述了密封元件的研制和测试以及热态密封试验与热分析。据此,论述了秦山电站核容器的密封性能,提出了容器类型和密封判据等分类概念,说明了两个观点,即密封变形分析应作为容器总体应力分析的基础及瞬 态密封分析中,热-接触耦合的要点在于确立螺栓温度滞后产生的螺栓载荷热增量,阐述了对密封机理的认识,最后对水压试验的热当量等作了讨论。     

300MW核电站反应堆压力容器密封性能综合研究

概述了根据调研确定的300MW核电站反应堆压力容器密封性能综合研究的总体构思,给出了密封分析程序系统的建立与试验校核的主要研究结果,叙述了密封元件的研制和测试以及热态密封试验与热分析。据此,论述了秦山电站核容器的密封性能,提出了容器类型和密封判据等分类概念,说明了两个观点,即密封变形分析应作为客器总体应力分析的基础及瞬态密封分析中,热-接触耦合的要点在于确定螺栓温度滞后产生的螺栓载荷热增量,阐述了对密封机理的认识,最后对水压试验的热当量等作了讨论。     

反应堆压力容器的密封分析技术

反应堆压力容器内的冷却剂具有压力高、温度高、放射性剂量高等主要特点,保证压力容器的密封性能对整个核反应堆系统安全运行至关重要.本文针对密封结构的密封性能分析方法与技术进行了研究,包括螺栓预紧、弹塑性接触、热与结构的耦合分析技术等,完成了反应堆压力容器的三维弹塑性密封分析技术研究,全面地考虑了结构承受的各种载荷,实现了结构接触面之间有摩擦的弹塑性接触和接触传热问题的模拟.该分析方法弥补了专用密封分析程序适用范围狭小以及分析过程的烦琐等小足,较目前通用的二维密封分析技术考虑的因素更加全面.该技术已成功应用于工程设计中的压力容器设计与分析.     

浅谈AP1000反应堆压力容器焊接技术质量控制

发展核电对保障能源供应与安全,保护环境,实现电力工业结构优化和可持续发展,提升我国综合经济实力、工业技术水平和国际地位,都具有十分重要的意义。而由于核电的特殊性,核电必须保证安全。在此背景下以AP1000反应堆压力容器为例,通过焊接质量的"人、机、料、法、环"五要素,运用"鱼刺图"进行质量分析,总结并提出焊接技术质量控制要点,以此来促进核电设备焊接技术质量控制更加有效的进行。     

岭澳核电站二期反应堆压力容器技术改进

介绍岭澳核电站二期反应堆压力容器(RPV)技术改进,包括采用堆芯一体化筒体和整体顶盖结构、控制辐照敏感元素含量、降低堆焊层材料钴含量、改进径向键材料和焊缝金属材料、增加辐照监督管数量等措施,并分析RPV技术改进对设备性能、工程建设和运行维修的影响及带来的优势。     

反应堆压力容器密封环有限元模拟技术研究

借助ANSYS的非线性等向强化本构模型,对反应堆压力容器O形密封形环的弹塑性进行有限元模拟。通过密封环3种模拟方式(均布压力、弹簧单元、三维实体)得到的反应堆压力容器分离量结果并进行对比,发现三维实体模拟方式能够有效地降低分析的过余保守性,提高密封分析计算结果精度。     

反应堆压力容器老化敏感性分析方法

结合近期开展的大亚湾反应堆压力容器老化分析及大纲编写工作,归纳总结了反应堆压力容器老化敏感性分析方法,提出了较为明确的表单化的老化分析流程,可以为相关的老化分析与评价活动提供借鉴.     

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.     

反应堆压力容器法兰密封面材料的性能研究

采用手工惰性气体钨极保护焊(TIG焊)制备反应堆压力容器密封面材料E308LMoT0-3、E309LMoT0-3及对比材料ER308 L的不锈钢堆焊层,对其进行硬度测试、显微组织观察、抗晶间腐蚀性能分析,以及点蚀点位测量和偏离水质条件下的局部腐蚀试验,研究E308LMoT0-3、E309LMoT0-3堆焊材料的点腐蚀和缝隙腐蚀性能以及腐蚀机理。试验结果表明,E308LMoT0-3、E309LMoT0-3焊丝堆焊后的试样除了具有良好的硬度、耐晶间腐蚀性能外,还具有良好的耐局部腐蚀性能,可以代替目前压水堆核电厂普遍使用的ER308L不锈钢堆焊材料。     

辐照损伤对反应堆压力容器钢电磁性能的影响

介绍了国内外在反应堆压力容器钢辐照脆化过程中电、磁性能的变化规律研究方面所开展工作,并讨论了目前所取得的研究成果与存在的不足。最后通过探索指出了反应堆压力容器钢在服役时力学性能、电性能与磁性能之间的潜在关联,以此为基础形成无损评估技术,可为反应堆压力容器钢辐照监督提供一个新的思路,并可作为现阶段传统辐照监督破坏性试验评价方法的一个重要补充。     

严重事故IVR下反应堆压力容器耦合传热数值模拟分析

堆芯熔化严重事故下保证反应堆压力容器（RPV）完整性非常重要,高温蠕变失效是堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器的主要失效模式。在进行严重事故堆芯熔化物堆内包容（IVR）下RPV结构完整性分析中,RPV内外壁和沿高度方向的温度分布以及剩余壁厚是结构分析的重要输入。本文采用CFD分析方法对RPV堆内熔融物、RPV壁以及外部气液两相流动换热进行热-固-流耦合分析,获得耦合情况下的温度场、流场、各相份额分布以及RPV的剩余壁厚,为RPV在严重事故IVR下的结构完整性分析提供依据。     

反应堆压力容器辐照监督无损评估技术研究

反应堆压力容器（RPV）的辐照脆化问题是核安全的重中之重,影响到核电厂的安全性、经济性与公众信心。介绍了传统RPV辐照监督方案,讨论了现行技术的局限性,梳理了RPV辐照监督无损评估技术国外研究进展与存在问题,在实验与理论研究的基础上创新性地提出了中子辐照条件下RPV钢力学性能预测统一模型,并形成了基于电磁性能的RPV辐照监督无损评估技术,进一步完善后具有较好的工程应用前景。同时指出了开展RPV钢电磁性能实验研究,既有助于从一个全新的角度理解与再认识国产RPV钢长寿期服役时的辐照脆化行为,又有利于揭示RPV钢辐照脆化机理,丰富辐照脆化的基础理论。      

主螺栓断裂对压力容器密封性能、应力及疲劳的影响分析

在理论分析和数值仿真技术基础上,研究并提出了一种主螺栓断裂对反应堆压力容器(RPV)密封性能、螺栓应力及疲劳的影响分析方法,采用该方法对主螺栓断裂影响进行了评价分析。结果表明,该方法适用于分析1根或多根主螺栓断裂情况对压力容器安全性能的影响,可以用于核电厂在运行中发生类似问题时判断反应堆能否继续运行。     

影响反应堆压力容器钢辐照脆性的因素及控制措施

辐照性能是影响反应堆压力容器使用寿命和运行安全的重要形式.本文阐述了影响反应堆压力容器辐照脆性的主要因素,并从反应堆压力容器钢的化学成分、生产工艺和辐照后退火等方面提出了控制反应堆压力容器钢辐照脆性的主要措施.     

反应堆压力容器旧顶盖处置

大亚湾核电站分别在2003年3月和2004年11月实施了反应堆压力容器顶盖更换.本文介绍了大亚湾核电站反应堆旧顶盖处置的方案、旧顶盖包装体的设计原则、结构设计、旧顶盖的清洁、涂漆和包装以及现场实施过程.其结果表明,反应堆旧顶盖处置的方案可行,其反应堆旧顶盖包装体的设计和现场实施达到了满意的效果.其经验对我国大型放射性固体废物的处置具有参考价值     

秦山核电二期工程反应堆压力容器设计

反应堆压力容器的设计、制造、安装和试验应与其安全功能相适应;采用公认法规和标准时,应对其进行评价,保证满足反应堆压力容器的安全功能.在设计、制造、安装和试验中,必须使异常泄漏、裂纹快速扩展及破坏的概率降低到最小.在初步设计阶段完成了强度设计后,进行了扩大设计状态的一次应力分析评定,结果均满足RCC-M-B册设计工况的各项应力准则.     

反应堆压力容器超声波相控阵检测工艺研究

通过对反应堆压力容器(RPV)模拟体建模,研发相控阵(PA)超声波检测技术,以代替常规超声波检测技术,并对2种检测技术的检测能力和定量能力进行对比和评估。验证试验表明,PA超声波检测技术的检测和定量能力满足标准要求,且可大幅度缩减检测时间,具有可观的经济价值。     

主螺栓断裂对压力容器密封性能、应力及疲劳的影响分析

Base on the mechanics theory and numerical simulation technique, a method to analyze the effect of the main bolt break on the stress, fatigue and seal is studied in this paper, and is adopted to evaluate and analyze the fracture influence of main bolt. The results show that this method is applicable for the analysis of the RPV safety performance induced by one bolt break or several bolts break accident, and for the determination if the nuclear reactor can be operated when similar problems occur.