基于模拟件-产品件方法研究反应堆压力容器顶盖与多个CRDM管座焊接残余应力

提出模拟件-产品件有限元数值计算方法研究反应堆压力容器(RPV)顶盖与多个控制棒驱动机构(CRDM)管座焊接的残余应力分布。进行模型件制造和试验测试,获得温度循环、残余应力等数据,针对模拟件残余应力进行数值计算,以试验数据标定模拟件模型和算法并进行优化,最后将优化算法和模型应用于产品件的数值计算。将该方法用于包含2个非中心孔位置J型焊缝的RPV顶盖产品件焊接残余应力算。结果表明:模拟件-产品件的研究方法可应用于核电大型焊接结构的残余应力高效数值分析,CRDM管座焊缝之间的应力叠加效果不明显。     

田湾核电站反应堆压力容器承压热冲击分析

反应堆压力容器(RPV)是核反应堆中不可替换的关键设备。田湾核电站在役前检查阶段,发现反应堆压力容器2#焊缝存在超标缺陷,2#焊缝处于堆芯筒体段,属强辐照区。为评价该缺陷的可接受性,采用有限元方法对反应堆压力容器2#焊缝进行了承压热冲击分析,在分析中考虑了小破口失水事故和安全阀误开启这两种最严酷工况。计算结果表明:有限元分析的结果与外国专家推荐方法的计算结果基本吻合,且田湾核电站反应堆压力容器2#焊缝寿期末的脆性转变温度小于最低容许脆性转变温度,能满足防脆断的设计要求。     

CRDM管座垂直度变化与可更换性分析

针对现有成熟并广泛采用的控制棒驱动机构(CRDM)管座与反应堆压力容器封头连接结构形式及制造工艺,分析反应堆压力容器水压试验后CRDM管座垂直度变大现象及管座受损后的可更换性问题,基于影响CRDM管座垂直度变化及制约管座更换的关键因素,对管座与封头连接结构进行设计改进,改进后的连接结构可有效解决垂直度控制难题并降低管座更换难度。     

反应堆控制棒驱动机构管座焊接坡口及密封焊焊缝三维设计

通过分析反应堆控制棒驱动机构管座焊接坡口及密封焊焊缝的平面和空间形状,定义了4条空间的相贯线,提出了管座焊接坡口及密封焊焊缝的三维设计思路与要点;利用UG软件实现了管座焊接坡口及密封焊焊缝的参数化设计,分析了影响管座密封焊焊缝截面积的主要因素.测量结果表明,使用样条法建立的管座焊接截面积误差均控制在0.8%以内.     

秦山核电二期工程反应堆压力容器及其寿命预计

介绍了秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)的设计思想和背景;说明了RPV产品的基本特征;按照NRC-RG1.99(Rev2)规定给出了快中子(E＞1Mev)辐照损伤计算结果;并对RPV的使用寿命进行了计算,结果表明,在堆芯核设计和燃料管理不作任何优化时,其预计寿命依然能够达到60年.     

基于辐照脆化的反应堆压力容器60年设计寿命改进分析

反应堆压力容器(RPV)结构材料的辐照脆化是限制其使用寿命的最关键因素.本文着重从RPV材料辐照脆化机理研究出发,通过对比和分析M310、CNP1000、AP1000和EPR等堆型RPV材料、结构设计和辐照监督设计要求,对实现RPV 60年设计寿命的影响因素进行探讨,提出可在国内自主研发与制造的二代改进型及三代核电上实施的满足RPV 60年设计寿命的几项优化措施.     

蒸汽爆炸载荷下压力容器和主管道力学分析

针对华龙一号反应堆压力容器（RPV）,研究其在假设蒸汽爆炸载荷下RPV和主管的力学响应。通过建立有限元模型并根据瞬态结构分析方法开展数值分析,得到了RPV和主管道的变形、应力和应变结果。计算结果表明：RPV在600、800、1000℃下的失效载荷分别为1/20、1/50和1/100设计载荷;最大等效应力/应变均位于接管附近;主管道大部分区域应力未超过管道屈服应力。本研究可为RPV极端载荷下的结构完整性分析提供技术支持。     

秦山核电厂反应堆压力容器寿命管理

介绍了秦山核电厂反应堆压力容器(RPV)老化与寿命管理工作,通过对核电厂RPV老化与寿命管理相关法规、规范、标准和导则要求的分析,阐述了秦山核电厂RPV老化与寿命管理采用的策略以及实施工作是合适可行的.     

“华龙一号”压力容器的设计改进和优化

"华龙一号"是我国自主研发的具有完全自主知识产权的第三代压水堆核电站。"华龙一号"反应堆压力容器在M310基础上进行了更进一步的设计改进和优化,避免发生泄漏导致冷却剂丧失和堆芯裸露的可能性,确保华龙一号压力容器(RPV)的设计可靠,同时,为后续反应堆压力容器的设计提供宝贵的经验。     

承压热冲击下材料特性对反应堆压力容器结构完整性的影响

介绍了承压热冲击(PTS)分析的背景和研究现状,阐述了基于确定性断裂力学的反应堆压力容器(RPV)结构完整性分析方法.分析了材料性能模式(线弹性和弹塑性)和辐照效应对PTS下RPV结构完整性的影响.