Gabor变换用于核压力容器裂纹楞边超声检测

核压力容器不锈钢堆焊层的材料噪声降低了在役检测中超声信号的信噪比。本文应用Ｇａｂｏｒ变换时频分析技术，根据裂纹楞边的频偏特性，提取了裂纹楞边超声回波。该技术可用于定量地检测核压力容器的裂纹状况。     

核容器接管内壁角裂纹应力强度因子计算试验(英文)

接管是核压力容器的一种重要结构形式,在内压作用下接管内壁角裂纹应力强度因子K_1是规范要求的对该部位作断裂评定的重要依据。用改进的1/4边中节点三维20节点等参奇异元和位移法计算了球接管内壁角裂纹的应力强度因子K_1及其变化分布规律,分析了K_1与裂纹及结构的几何参数关系。所得结果和三维光弹性冻结切片法试验分析结果十分吻合。进一步计算分析了柱接管内壁角裂纹应力强度因子K_1及其与裂纹和结构几何参数关系。在计算分析的基础上所得出的计算核压力容器接管内壁角裂纹在内压作用下的应力强度因子K_1的近似公式简单而又偏保守,且为三维光弹试验所证实,可供工程参考使用。     

核容器接管区开孔区曲率影响区断裂分析与试验

为计算核压力容器接管区、开孔区和曲率影响区的表面裂纹应力强度因子K_I,给出一种改进的具有1/4边中节点三维等参奇异元并证明了在裂纹垂直面上具有r~(-1/2)的奇异性,过渡元和由位移求K_I的方法也推广到三维问题中来。用上述奇异元和计算方法计算了一个典型的300MW压水反应堆压力容器接管区内壁角裂纹在内压下的K_I并得到了三维光弹和散光试验验证。对同样设备的上法兰圆弧过渡区的外壁表面裂纹在典型的核电站工况下作了工程断裂分析和评定。     

比利时反应堆压力容器表面出现更多裂纹

<正>【世界核新闻网站2015年2月17日报道】比利时联邦核监管机构(FANC)近期宣布,对Electrabel公司多伊尔3号机组和蒂昂热2号机组的进一步检查发现,反应堆压力容器壁上存在比以前更多的裂纹。核监管机构表示,Electrabel已完成这两台机组反应堆压力容器的超声波检查。这项检查技术最初是为检查反应堆压力容器的焊缝和覆层开发的。但是,Electrabel对该     

小波在不锈钢堆焊层下裂纹楞边检测中的应用

根据噪声、材料杂波、裂纹回波、楞边回波等在Ｃα空间中Ｌｉｐｓｃｈｉｔｚ常数α的差异提出了在不锈钢堆焊层下裂纹的超声检测信号模型。经采样且模型化信号的小波变换模极大值因α的值不同而随分辨尺度ｊ的变化关系不同。通过小波分析实现了裂纹楞边回波的检测。     

用小尺寸R—CT试样研究核压力容器钢断裂韧性及与Charpy试样的比较

提出了一种用双边带深侧槽的小尺寸圆形紧凑拉伸试样评定核压力容器钢断裂韧性的单试样试验方法，给出了用该方法测定的两个厂家的核压力容器用Ａ５０８ＣＬ３钢的断裂韧性参数，还与Ｃｈａｒｐｙ试样的试验结果及大尺寸标准试样的试验结果进行了比较，研究结果表明，用双边带深侧槽的小尺寸Ｒ－ＣＴ试样测得的断裂韧性值比相同侧槽深度预制疲劳裂纹Ｃｈａｒｐｙ试样的测试值更接近有效断裂韧性值，所以，用于核压力容器断裂韧性的监     

核容器接管内壁角裂纹应力强度因子计算试验

接管是核压力容器的一种重要结构形式,在内压作用下接管内壁角裂纹应力强度因子K_1是规范要求的对该部位作断裂评定的重要依据。用改进的1/4边中节点三维20节点等参奇异元和位移法计算了球接管内壁角裂纹的应力强度因子K_1及其变化分布规律,分析了K_1与裂纹及结构的几何参数关系。所得结果和三维光弹性冻结切片法试验分析结果十分吻合。进一步计算分析了柱接管内壁角裂纹应力强度因子K_1及其与裂纹和结构几何参     

核电站关键部件在役检查可靠性分析

基于可靠性概率统计模型和超声检测数值模型,对在役检查的可靠性进行计算与分析.以核电厂反应堆压力容器环焊缝超声检测为例,计算不同检测参数下环焊缝中裂纹类缺陷及横孔的检出率曲线和95％置信下限.结果表明,可靠性分析方法的引入可以实现在役检查工艺方法及结果的定量评估.     

失效评定图（FAD）技术在核管道缺陷评定规程编制中的应用

本文介绍了失效评定图（ＦＡＤ）技术的概念，用ＦＡＤ进行管道失效模式的判别，以及裂纹稳态撕裂扩展分析，进而预测承载能力的方法。对ＡＳＭＥ锅炉压力容器规范Ⅺ卷中核管道缺陷评定规程的技术难点以及在使用ＦＡＤ时所做的特殊处理及其背景作了分析和探讨。     

西欧核监管者协会建议检查所有核电机组压力容器

西欧核监管者协会（WENRA）近日向其所有成员国提出一项建议,即对欧盟每一台核电机组的压力容器进行标准评审,以确认压力容器上是否存在制造缺陷（即锻造氢致裂纹）。该协会的这项建议主要是因为一台比利时核电机组的压力容器在2012年的安全检查中被发现存在裂纹。     

用小尺寸R－CT试样研究核压力容器钢断裂韧性及与Charpy试样的比较

提出了一种用双边带深侧槽的小尺寸圆形紧凑拉伸试样评定核压力容器（ＲＰＶ）钢断裂韧性的单试作试验方法，给出了用该方法测定的两个厂家生产的核压力容器用Ａ５０８ＣＬ３钢的断裂韧性参数，还与Ｃｈａｒｐｙ试样的试验结果及大尺寸标准试样的试验结果进行了比较。研究结果表明：用双边带深侧槽的小尺寸Ｒ－ＣＴ试样测得的断裂韧性值比相同恻槽深度预制疲劳裂纹Ｃｈａｒｐｙ试样的测试值更接近有效断裂韧性值，所以，用于核压力容器断裂韧性的监测是可行的。     

承压热冲击下压力容器断裂力学分析

依据美国核管会（NRC）最新法规要求和研究进展,阐述了压水堆核电厂反应堆压力容器（RPV）承压热冲击（PTS）最新评估方法。基于热工水力系统程序RELAP5和有限元分析软件ANSYS,针对某传统二代压水堆核电厂模拟在PTS典型瞬态过程下热工响应行为及压力容器模型断裂力学分析,并评估不同瞬态的危险性及其随压力容器材料脆性的变化。分析表明：表面裂纹和靠近内壁面的埋藏裂纹比深埋裂纹更易发生开裂;同等条件下轴向裂纹较环向裂纹更易开裂,且大中破口事故下轴向裂纹远较环向裂纹更易贯穿壁厚。     

核电厂主螺栓超声检测与信号分析

依据RSE-M标准需要定期对核电厂反应堆压力容器（RPV）主螺栓进行超声检测,为了保证主螺栓螺纹区及光杆区不同深度刻槽的超声检测灵敏度,本文对检测工艺进行声场仿真计算,分析与判断数据采集中的相关信号与非相关信号,并重点分析裂纹信号的特征,验证了超声工艺的可靠性。结合现场实施案例,通过45°横波端角反射率高的特性,综合其他检测方法如涡流和渗透检测对缺陷性质进行判定,可有效确定异常信号。      

英国国家核子公司的泄漏封焊技术

[英国《国际核工程》1988年9月号第38页报道]多年来,英国国家核子公司(NNC)一直使用高效泄漏封焊技术来维修辅助的反应堆冷却回路。当初为英国气冷堆研制的这种技术,证明其应用范围是非常广泛的。1968年,NNC首次在镁诺克斯核电站遇到了压力容器冷却水管线的泄漏问题。在很厚的混凝土压力容器浇灌之后,在管座焊缝出现的小裂纹是难以接近的。     

不同方法评定核压力容器用A508CL3钢动态断裂韧性的比较

采用示被冲击试验及预制疲劳裂纹Ｃｈａｒｐｙ试样，通过几种不同的单试样试验方法对核压力容器用Ａ５０８ＣＬ３钢的动态断裂韧性进行了评定，比较了各种方法的优缺点。研究载荷能量法过高地评定了材料的动态裂韧性值；而柔度变化度法的评定值则过低，断口延伸带宽度测试法的评定结果具有较大误差，且试验过程复杂，成本较高；能量修正法是一种方便而精确的评定核压力容器钢动态断韧性的单试样方法。     

核监测用断裂韧性Charpy尺寸试样的合理设计

预制疲劳裂纹侧槽Charpy尺寸试样是一种经济、方便的评价核压力容器用钢弹塑性断裂韧性的单试样方法。本文就几种常用压力容器用钢详细研究了侧槽相对深度对断裂韧性及相应的稳定裂纹扩展量的影响,并和满足GB2038要求的大尺寸试样的试验结果进行了对比。研究结果表明,采用预制疲劳裂纹、侧槽相对深度为30%的Charpy尺寸试样及三点弯曲试验曲线上最大载荷前的能量,可以偏安全地评价裂纹开始扩展时材料的弹塑性断裂韧性,建立了核监测用断裂韧性试验Charpy尺寸试样的合理设计。此外,还研究了侧槽的拘束效应和对试样的加厚作用,对试验结果进行了理论解释。     

比利时监管机构批准2台核电机组重启

【世界核新闻网站2013年5月17日报道】在比利时联邦核控制署(FANC)确认早前在反应堆压力容器上发现的疑似裂纹不会对安全产生影响之后,比利时核电运营商Electrabel公司已开始着手准备重启蒂昂热2号机组和多伊尔3号机组。在2012年6月对多伊尔3号机组的压力容器表面进行安全检查时,Electrabel使用了一     

国产A508-Ⅲ钢辐照后的室温低周疲劳性能

A508-Ⅲ钢是国际上核一级压力容器的常用材料。由于反应堆压力容器在服役过程中将暴露在较强的中子辐照场中，辐照脆化是压力容器老化失效的主要原因之一。因此，容器材料辐照后的疲劳性能应该被检测并将数据结果存入数据库，以便于评估压力容器在服役过程中的安全性及剩余寿命。     

反应堆压力容器简体60年寿命疲劳裂纹扩展分析

利用ANSYS程序,对反应堆压力容器筒体在正常运行工况下进行疲劳裂纹扩展分析,获得了反应堆压力容器筒体在60年寿期末的疲劳裂纹尺寸,按照RCC-M规范的要求,对压力容器在主管道破裂瞬态和主蒸汽管破裂瞬态下进行了快速断裂评价。研究结果表明,压力容器满足RCC-M规范的要求,不会发生裂纹失稳。     

核供热堆钢安全壳及压力容器吊装方法研究

提出了选择核供热堆钢安全壳及压力容器吊装方法的原则，介绍了大型起重机、双桅杆和固定式龙门吊等３种吊装方法，并从３种方法的技术可行性、安全可靠性、工艺成熟性，对厂房结构、土建安装施工、工程进度和投资的影响以及对工程项目管理水平的要求进行了分析比较。３种吊装方法，不仅适用于核供热堆压力容器的跺装，也适用于沸水堆和高温气冷堆压力容器的吊装，并为各种堆型核电站采用模块化设计与施工提供了多方案的技术储备。