在役核辅助管道焊缝缺陷事件的核安全审评

文章给出了一个核安全审评的实例,即某核电厂1号机组核辅助管道焊缝缺陷事件的审评;分析了缺陷产生的原因、可能存在缺陷焊缝的范围以及处理措施;探讨了焊缝缺陷事件所暴露出的我国核安全设备设计、制造、安装活动中存在的问题.     

1Cr18Ni9Ti管道焊缝金属疲劳短裂纹萌生与早期扩展

复型研究了1Cr8N9Ti管道焊缝金属的疲劳短裂纹萌生与早期扩展特点，结果表明，有效短裂纹萌生于与管道内外表面一致的试样表面局部区域中delta铁素体与基质的界面，早期扩展具有显著微观结构效应特征，最大障碍尺度约为40μm，与焊缝金属特征微观组织结构――柱状晶中富delta铁素体带距离一致，该尺度范围。由于强微观结构约束，短裂纹密度较高并逐渐增加；尺度不规则扩展，直到若干较长短裂纹发生合并形成导致试样失效的主导短裂纹。这一过程通常称为“微观结构短裂纹（MSC）“阶段，主导短裂纹及其发路径上的短裂纹对疲劳损伤做出直接贡献，可分别称为“主导有效短裂纹（DESFC）“和“有效短裂纹（ESFCs）“，为描述该阶段不规则行为，有必要引入尺度等于ESFCs尺度均值的虚裂纹即MSC阶段DESFC的概念，该阶段DESFC尺度恒定增加，扩展率恒减小。     

核电厂疏水管道焊缝开裂根本原因分析和治理建议

针对核电厂倒置桶式疏水器下游管道对接焊缝频繁开裂问题,通过温度测量、应变测量及仿真计算手段分析评估某核电厂主蒸汽系统(VVP系统)疏水管道的热交变应力。结果表明,疏水过程中管道内外壁之间产生较大温差,并引起较大的热交变应力。对接焊缝内表面的热交变应力超过疲劳极限值,存在热疲劳开裂风险。间歇疏水引起的管道焊缝内表面产生超标的热交变应力是导致焊缝频繁开裂的根本原因,将间歇疏水改为持续疏水有利于解决疏水器管道焊缝开裂的问题。     

核电厂管道热疲劳机理与防治

管道热疲劳是管道受交变热应力长期影响而产生管道裂纹或破裂的现象,虽然热疲劳原因引起的管道破裂事件在核电厂发生的概率很小,但管道破裂有可能引起一回路破口等事故,因此需要引起重视.本文对管道热疲劳产生的机理进行分类并进行分析,根据管道热疲劳产生机理的特征,提出核电厂设计、在役运行阶段应采取管道热疲劳预防与检测的措施.     

1Cr18Ni9Ti焊缝的物理疲劳短裂纹扩展实验

应用复型技术研究了1Cr18Ni9Ti管道焊缝金属的物理疲劳短裂纹行为。结果表明,依照“有效短裂纹准则”,在物理短裂纹（PSC）阶段,主导有效短裂纹（DESFC）扩展和有效短裂纹（ESFCs）的扩展及合并对疲劳损伤做出直接贡献,在DESFC裂尖前沿区域的ESFCs密度通过影响DESFC扩展,对疲劳损伤做出问接贡献。DESFC受到减弱的微观结构条件影响,逐渐演化为单条长裂纹扩展行为。ESFCs密度在微观结构短裂纹（MSC）阶段反映DESFC萌生区域、在PSC阶段反映其裂尖前沿的微观结构扩展条件,其统计演化特征与DESFC扩展率的统计演化特征一致。这说明了这一微观结构扩展条件的差异和演化,是随机疲劳性能与演化特性的本质原因。疲劳损伤是一个由初始混沌状态演化到MSC与PSC两阶段交界处独立无关的随机状态,然后到史相关随机状态的过程。     

核反应堆主管道负压腔根阀焊缝缺陷分析及处理

核电厂一回路主管道冷却剂流量负压腔根阀通过接管座以焊接的方式与主管道相连接。本文以秦山核电厂30万千瓦机组流量负压腔根阀前焊缝缺陷处理为例,对焊缝裂纹缺陷产生的初步原因以及在线套管密封焊接修复方案的提出、论证、实施的技术难点进行全面阐述。通过对裂纹焊缝形貌、金相组织的观察进一步分析确认焊缝裂纹产生的根本原因,据此采用技术变更手段从根本上解决了结构不足对设备运行造成的影响,避免焊缝裂纹缺陷的产生,保证了机组的安全稳定运行。     

核电厂汽轮机蒸汽系统管道焊缝缺陷分析与改进

核电厂汽轮机蒸汽系统管道处于整个常规岛的核心位置,这其中不仅包括大厚壁管道,也包括薄壁大管径管道,还有不锈钢及异种钢管道,焊接难度大。通过对福清核电2~#机组相应管道焊缝的缺陷分析,可从减小管道组对错边、加强坡口加工质量、控制焊接过程中的技术参数、改变不利的焊缝形式以及加强焊工的管理等方面进行改进,并应用到了福清核电3~#机组相应管线的焊接,得到了良好的效果。     

1Cr18Ni9Ti焊缝的疲劳短裂纹扩展方程

基于“有效短裂纹准则”,研究了1Cr18Ni9Ti焊缝的疲劳短裂纹行为描述方法。与疲劳群体短裂纹演化行为机制一致,考虑了3个重要因素。首先,主导有效短裂纹（DESFC）行为是群体短裂纹交互作用与影响的结果,因而适于表征短裂纹扩展行为。其次,显著的微观结构短裂纹（MSC）和物理短裂纹（PSC）两阶段行为特征,说明扩展律方程应当揭示这一现象。第三,强烈的不规则扩展行为,说明单一循环应变或应力参量不宜表征疲劳短裂纹扩展行为。因此,以DESFC局部萌生区域（MSC阶段）及其裂尖前沿区域（PSC阶段）的局部应变能密度为驱动力,发展了以包容上述区域的应变能密度为驱动力计算参数的新短裂纹扩展律,试验结果分析验证了方法的有效性。     

核辅助管道Farley-Tihange现象机理分析及对策研究

基于热疲劳的核辅助管道Farley-Tihange现象频繁出现在运行核电厂的余排热交换器下游冷、热水混合区,以及与主冷却剂管道直接相连的安全注入系统和余热排出系统管道焊缝或母材上,轻则引发超标缺陷、重则导致小LOCA（冷却剂丧失事故）。本文概括了Farley-Tihange现象典型位置和潜在风险,建立了失效原因故障树,分析了Farley-Tihange现象的热疲劳失效机理与模式,提出了包括运行监督、停堆无损监测和应急维修预案等在内的系统化应对策略。     

反应堆冷却剂泵叶轮水力性能分析与优化设计

以反应堆冷却剂泵叶轮为研究对象,采用计算流体动力学（CFD）方法对其内部流场进行数值模拟,得到该泵叶轮水力性能的分析结果。根据CFD分析结果,叶片入口轮毂侧流动冲角过大,叶轮额定流量下的扬程低于设计要求,必须汽蚀余量（NPSHr）较大,需对其进行优化设计。考虑到CFD计算的偏差和实际工程经验,确定了叶轮水力性能优化目标;以叶片进口安放角、出口安放角和叶片进口边位置为优化变量,选择多种组合方案进行计算,确定了优化设计方案。对优化设计后的叶轮进行CFD计算,结果表明:相对原设计的叶轮,优化后的叶轮叶片入口处流动冲击明显减小,NPSHr大幅减小,内部流场更为合理,水力性能明显改善,优化方案满足预期目标。      

管道布置对核电站主系统抗震性能的影响

核电站反应堆冷却剂系统地震分析是核电设计中一项十分重要的工作.主管道布置对系统的抗震性能有一定影响,本工作利用数值计算方法对该问题进行初步研究分析,得到了对实际工程有参考意义的结论.     

反应堆冷却系统主管道疲劳暨最小壁厚分析方法研究

采用有限元法替代温度场差分方程计算温度瞬态在主管道壁厚方向上的温度分布,将温度计算结果与标准规范的计算公式相结合,从而求解各瞬态交变应力幅,以最终完成先进压水反应堆冷却剂主管道疲劳评定;通过疲劳求解的计算方法研究,提出最小壁厚的优化算法的迭代求解流程,可以依此通过编程最终实现疲劳评价和最小壁厚求解。     

秦山核电二期工程反应堆主冷却剂系统与辅助系统力学分析

介绍了在秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统力学分析工作中所使用的设计规范、准则、分析方法、分析模型、使用载荷、分析结果等情况.主冷却剂系统结构分析是系统和部件设计的基础,包括静力分析、地震分析和失水事故分析(LOCA)三大部分,为各设备部件、管件、支撑及土建结构提供设计载荷和其它接口参数;辅助系统力学分析对核辅助管道进行了应力、疲劳和热棘轮分析,以验证管道在核电厂寿期内的结构完整性,为支撑的布置和选型提供依据.同时总结了设计工作中积累的经验和发现的不足,为将来的核电厂的设计工作提供参考.     

压水堆-回路管道的铸造工艺及其国产化

工艺评定表明,1 000 Mw压水堆核电厂(CPR1000)原选用的主管道铸件Z3CN20-09M(法国牌号)不锈钢的化学成分符合RCC-M采购技术规范,但力学性能并不能完全满足压水堆核岛机械设备设计和建造规范(RCC-M)的要求.本文从金属学角度分析了Z3CN20-09M不锈钢抗蚀性特点和力学性能强化机理,确立了主管道铸件冶炼化学成份的内控标准,使CPR1000核电厂核岛主管道铸件(以下简称主管道铸件)的工艺评定在保持抗蚀性和可焊性特点前提下,各项力学性能指标均满足RCC-M标准,且有较大的裕度,离散度小,质量稳定,综合性能达到领先水平.     

Effect of Microstructure on Failure Behavior of Light Water Reactor Coolant Piping under Severe Accident Conditions

In a severe accident of light water reactors, the reactor coolant system (RCS) piping might be subjected to thermal loads caused by the decay heat of the deposited fission products and the heat transfer from the hot gases, with an internal pressure in some accident sequences. Tests on the RCS piping failure were performed along with high temperature tensile and creep rupture tests including metallography to investigate the failure behavior. The prediction of the 0.2% proof stress by Arrhenius equation is in good agreement with the measured stress above 800°C for served RCS piping materials. The modified Norton's Law for the short term creep rupture model agrees with the experimental values between 800 and 1,150°C for type 316 stainless steel. The microstructural change was discussed with the effect of the very rapid formation and resolution of the precipitation on the strength at high temperature. The result of the piping failure tests which simulated the severe accident conditions, i.e., in short-term at high-temperature, could support the plastic limit load prediction of the flow stress model using the 0.2% proof stress.     

核安全一级主管道疲劳校核

本文对某核电厂主管道疲劳及热棘轮进行了独立校核。校核采用基于RCC-M标准的ROCOCO软件,比较了RCC-M标准与ASME标准在核安全一级管道疲劳评价方面的差异。对比的主要方面包括疲劳设计的计算范围界定、一次加二次应力强度的计算方法、弹塑性修正系数的计算、动态载荷叠加方法等。通过对ROCOCO中与ASME标准不一致的算法进行修正,得到主管道冷段壁厚65 mm和55mm的疲劳使用系数和热棘轮设计裕量。结果表明:某核电厂主管道最小壁厚不能小于55 mm,55mm壁厚的热棘轮设计值达到许用值的95%。     

核电厂反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力分析

综述了现有的反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力的测试结果和残余应力选取的实践经验。对于反应堆压力容器环焊缝,残余应力沿壁厚呈余弦分布,其最大值可取为60MPa。对于主管道对接环焊缝,最大残余应力区域通常位于在焊缝中心线且靠近管道外表面,而运行过程中的缺陷常出现在内表面区域,在进行安全性评价时焊缝最大残余应力可取为100MPa。     

轻水堆冷却剂环境对核一级部件疲劳寿命影响的分析与评价方法

反应堆压力边界的核一级部件在设计中要求进行疲劳分析。当前国际上的研究结果表明,目前分析中使用的规范疲劳设计曲线在考虑冷却剂环境条件下并不保守,并引起了各国核电监管机构对此的广泛关注。文中介绍了各主要核电国家对冷却剂环境疲劳的研究情况,讨论了NRC关于冷却剂环境的疲劳分析方法以及ASME规范的后续进展。针对考虑环境疲劳后可能带来的一系列问题,提出了建议的解决方法。     

秦山核电二期工程主管道的设计和安装

主管道是重要的一回路压力边界,它关系着核电站的安全运行.介绍了主管道的设计、制造、现场安装和无损检验的技术要求,并结合产品在工厂监造和现场安装技术服务过程中积累的部分经验进行了总结.     

压水堆主回路失水事故下水锤与管道结构的相互作用分析

传统的水锤分析和管道动力响应计算是分开的,存在一定的缺陷。本文针对核电站主回路假想双端断裂时系统的受力和力矩分析这一问题,对破裂管道分充体和管道的耦合机制,引入描述流体－管道单元的１４个参数和１４个偏微分方程,利用特征线法对水锤和管道结构的相互耦合作用进行了模拟计算。计算得到了更为准确的水锤波和管道的受力和力矩,其波形和数值均与不考虑耦合作用时有所不同。这些计算结果为压水堆核电站的核安全设计和分析