反应堆压力容器密封性能分析及结构优化设计

反应堆压力容器作为反应堆冷却剂系统的高压承压边界设备,其密封性能直接影响反应堆运行的安全性和可靠性.为了提高反应堆压力容器密封性能,系统分析了压力容器顶盖法兰锥段、顶盖去兰厚度和密封面倾角三方面结构形式变化对密封性能的影响,并获得了上述结构参数的优化设计方向,为提高压力容器密封性能和后续密封结构设计提供了指导.     

《机械工程学报》英文版2005年第18卷第4期目次、摘要预告

反应堆压力容器三维瞬态耦合热弹塑性接触密封分析杜雪松李润方林腾蛟(重庆大学机械传动国家重点实验室重庆400044)针对反应堆压力容器密封系统的密封分析涉及到多种非线性因素的耦合影响,现有的大型通用有限元软件不能有效完成这一复杂分析的现状,提出了一种三维瞬态非线性耦合热弹塑性接触有限元分析方法,考虑了表面非线性、材料非线性和温度场的非线性以及多种耦合作用和其他多种因素对密封分析的影响,密封方程迭代过程耦合求解。根据这套方法开发了密封分析程序,并对反应堆压力容器模拟体进行了分析,计算结果与试验数据吻合良好。此密封分析程序现已应用于大型工程实际问题的分析。关键词:压力容器密封分析有限元法中豳分类号:TH123     

防城港2号反应堆压力容器出厂水压试验及应变测量

介绍了防城港2号反应堆压力容器的出厂水压试验及应变测量,给出了水压试验中各测点应变的测试结果。结果表明:反应堆压力容器的壳体和接管焊缝未出现渗漏等异常现象,引线密封结构安全可靠,应变测量数据完整有效,为反应堆压力容器的结构强度分析提供了可靠的试验依据。     

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。     

核电站反应堆压力容器法兰密封面腐蚀机理的分析

介绍核电站反应堆压力容器法兰密封面的密封结构 ,对上封头和筒体法兰密封面上的点状腐蚀作了测量 ,并对腐蚀的原因从设计、制造、安装和试验各个环节进行了分析。认为法兰密封面上的点状腐蚀是局部区域的电化学腐蚀 ,并对腐蚀点进行了处理 ,取得很好的效果。在历次换料大修检查中 ,均未在反应堆压力容器法兰密封面上发现任何形式的腐蚀现象 ,为核电站的安全运行奠定了基础。     

反应堆压力容器国产O形环密封性能分析

反应堆压力容器是主回路冷却剂压力边界的一道重要屏障,在整个电厂寿命期间需保证其结构的完整性,防止发生放射性物质泄漏。较多压水堆核电厂反应堆压力容器采用双道O形密封环结构进行密封,以防止放射性冷却剂泄漏,而O形密封环的变形特性对密封结构的设计与分析至关重要。采用有限元法对压力容器国产化O形密封环进行了大变形弹塑性接触分析,研究O形密封环在不同压缩率下的变形、应力以及分析回弹量的影响因素。数值模拟结果与试验结果吻合很好,研究结果可为压力容器密封结构设计与分析提供依据。     

反应堆压力容器压力边界完整性分析

本文就反应堆压力容器所涉及的主要压力边界部位的密封的完整性进行分析，对如何保证这些关键部位的密封及历次出现的问题进行了阐述和分析。     

整体螺栓拉伸机在反应堆压力容器密封作业中的使用控制

反应堆压力容器顶盖的密封作业是核电厂调试和大修期间的主线工作,通过整体螺栓拉伸机（ MSTM）来执行密封作业能有效地节约时间,提高工作效率,但也存在使用要求高、设备故障影响大等风险。结合实践经验对整体螺栓拉伸机使用过程的控制进行介绍和分析,可以有效降低风险,优化工作流程,安全高效地完成密封作业。     

反应堆压力容器局部三维冷热态密封分析

提出了一种用于反应堆压力容器法兰密封系统冷热态密封分析的局部三维耦合热弹塑性接触有限元分析新方法,编制了相应的程序系统。并已成功地用于工程实际问题的分析,取得了良好的效果。     

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。     

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。     

反应堆压力容器驱动管座和上封头密封焊接

介绍一种符合反应堆压力容器密封焊接技术条件要求的焊接工艺评定方法,分析实际产品焊接过程中的主要难点和采取的工艺措施,为以后同类产品焊接提供参考。     

人孔密封结构的刚度分析

一、引言在石油、化工和反应堆工程中使用的压力容器,其人孔的密封与容器主要封口的密封具有同等的重要性。人孔盲板与人孔座的连接广泛采用盲板—螺栓、螺帽、垫圈—密封垫片—人孔座的结构型式(以下称连接系统)。对于密封要求较高的人孔,仅仅按以强度分析为基础的规范来设计连接系统还显得不够完善,实际上连接系统的可靠运行不仅取决于强度,更     

核电站压力容器的金属C型密封环实现国产化

正由国家能源局、中核核电组织的专家对宁波天生密封件有限公司用于核电站反应堆压力容器上的国产RPV金属C型密封环进行役后检查验证。专家组经现场检查验证,认为该C型密封环符合核电站安全标准。我国核电站反应堆压力容器最后一个关键零部件实现国产化。役后检查数据表明:秦山核电站方家山1号机组反应堆压力容器法兰密封层面在运行期间未出现过泄漏。金属C型密     

浅析核电厂反应堆压力容器完整性问题

反应堆压力容器（RPV）作为核电厂重要主设备之一,其完整性直接影响到核电厂的安全运行,为了确保反应堆压力容器的完整性,需要在设计、制造、安装和运行过程中重点关注相关问题。介绍了反应堆压力容器的材质发展过程、反应堆压力容器的典型降级模式,并对产生降级的原因进行了分析,提出了下一步预防降级可采取的措施,以确保反应堆压力容器的完整性,进而为核电厂的反应堆压力容器的设计、制造、安装和运行维护阶段提供参考。     

秦山拉伸机的原理及加工要点

反应堆压力容器顶盖和筒体之间的结合面必须严格密封,螺栓拉伸机将螺栓拉长,同时拧好螺母,产生所需预紧力.     

反应堆压力容器60年设计寿命研究

反应堆压力容器是压水堆核电厂的关键设备之一,其设计寿命是核电厂寿命的关键因素。从反应堆压力容器的材料、结构设计和在役监督等方面,通过对比分析M310,CNP1000,AP1000和EPR等堆型反应堆压力容器设计,对影响其60年设计寿命的因素进行探讨,同时结合国内反应堆压力容器制造情况,提出满足反应堆压力容器60年设计寿命的一些优化措施。     

ASME B&PVC压水反应堆压力容器断裂韧性技术应用介绍

反应堆压力容器普遍采用Mn-Ni-Mo铁素体低合金钢,在快中子作用下,堆芯活性束带区铁素体低合金钢的零塑性转变温度有升高的趋势,出现辐照脆化的风险,对反应堆压力容器的结构完整性造成潜在影响。对反应堆压力容器的断裂韧性技术应用进行了介绍,为我国反应堆压力容器堆芯活性束带区断裂韧性分析提供技术参考。     

反应堆压力容器装配

通过将新型反应堆压力容器与CPR1000反应堆压力容器的主要结构进行对比分析,对装配过程中的关键技术及控制难点等方面进行阐述,分析两种反应堆压力容器主要装配技术的特点。     

核电压力容器辐照区防断裂评定

依据反应堆压力容器A级和B级载荷工况对AP1000核电站反应堆压力容器下筒体及下封头进行分析计算。按照ASME第Ⅲ卷附录G的要求,对其结构进行脆性断裂分析与评定。为核电反应堆压力容器防断裂分析设计计算奠定基础。