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稳压器波动管考虑热分层影响的疲劳分析 总被引:1,自引:1,他引:0
在核电厂中,稳压器波动管及波动管热段三通是保证核电厂反应堆冷却剂压力边界完整性的重要设备.其属于核安全1级设备,承受内压、自重、热胀、地震及各种正常加异常工况下的温度和压力瞬态,特别对于压水堆核电厂的波动管,还会承受热分层导致的总体和局部载荷.热分层现象的反复出现增加了管道及接管嘴处出现疲劳失效(贯穿管壁裂纹)的可能性.本文阐述了对波动管热分层实施温度测量的方案,及对测量结果的分析处理;建立分析热分层整体应力和局部应力,以及波动管疲劳分析的计算模型;确立合理且切实可行的波动管疲劳分析所需的分析瞬态.上述方法已在"300 MWe PWR NPP稳压器波动管热分层"课题研究得到鉴定,并在实际的寿命管理等工程项目中发挥了重要作用. 相似文献
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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. 相似文献
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核电厂某些管道系统不允许通过开孔安装温度传感器来测量管道内壁温度,需要通过间接无损的方法来获得管道内壁的温度波动。基于格林函数法进行导热反问题分析,利用二维管外壁温度反向推导内壁温度。通过算例验证,并与共轭梯度法进行对比。结果表明,采用格林函数法能够准确地获得管道内壁温度波动;对于采用共轭梯度法难以收敛的厚壁管导热反问题也同样适用,并且由于无需迭代,因此计算效率高很多,更适用于核电厂疲劳监测计算。 相似文献
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为判断严重事故下堆腔的事故进程和堆腔注水策略启动后的执行效果,分析了严重事故条件下不同注水速度下堆腔多项物性参数状态的发展序列,对比研究了传统二代加核电厂、改进型二代加核电厂、华龙一号核电厂的监测手段;通过优化温度测量仪表、液位测量仪表、监测系统的功能设计和计算方法,最终在华龙一号核电厂中设计了完善的监测系统。此监测系统实现了严重事故下反应堆压力容器(RPV)失效前的事故状态监测、堆腔注水策略启动后缓解措施投运情况监测以及RPV破损后熔融物状态监测,有效完成了严重事故条件下堆腔状态监测需求。 相似文献
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反应堆压力容器是核电厂最重要设备之一,其辐照脆化状态决定了核电厂的实际运行寿命。通过借鉴国外反应堆压力容器安全评估方法,开发出一套反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析(TLAA)的方法。该方法从上平台能量、反应堆运行压力-温度曲线及承压热冲击3个方面评价压力容器材料在正常工况和事故工况下的安全裕度。采用该方法在秦山核电厂运行许可证延续(OLE)项目中对反应堆压力容器进行了辐照脆化TLAA安全评估,其评估方法和评估结论到得国家核安全监管局的认可,为秦山核电厂延寿20 a奠定了基础。 相似文献
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核电厂反应堆压力容器是堆内个可更换的重要部件,保证其安全可靠,对于核电厂口的安全运行具有重要意义。根据《秦山核电站反应堆压力容器材料辐照监督大纲》的要求,在反应堆压力容器中设置辐照监督管,监测反应堆压力容器环带区筒体及焊缝因中子辐照和热环境引起的材质性能变化。定期抽出辐照监督管,实测辐照监督试样延性断裂韧度JIC试验数据,作为判断压力容器材料辐照脆化程度的参考数据,并用于修定反应堆冷却剂压力-温度限值曲线,以防止压力容器发生脆断,从而保证反应堆安全运行。同时为压力容器以及核电厂的寿命评估和延寿积累数 相似文献
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某核电厂机组启机过程中,对高压缸进汽管道和相连仪表管进行了振动加速度和应变的连续监测。通过振动信号时频分析、机组工况参数分析,发现进汽管道及相连仪表管的振动水平与机组状态及主调节阀的开度显著相关,当电功率达到核功率的53%、主调节阀开度达到13.7%时,管道振动水平明显下降。升速及低功率平台下,进汽管道及仪表管以450 Hz以上高频振动为主。经验公式和有限元计算表明,低功率下高压缸进汽管道可能以壳壁振动为主,并伴随有整体弯曲和扭转振动,且模态频率密集。进汽管道振动加速度高达300 g,长期运行下易导致连接支管的振动疲劳失效。增加约束层阻尼是可能的高频壳壁振动缓解措施。 相似文献
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在秦山核电厂运行许可证延续申请审评对话阶段,审评组和申请方与美国核管会技术交流时首次接触到核电厂执照更新临时导则,发现临时导则变更反映了执照更新审评的经验总结、老化管理新成果和新技术的变化,是执照更新基准文件不可或缺的一部分。鉴于国内许可证延续借鉴了执照更新的技术思路,国家核安全局要求电厂按照临时导则要求补充论证分析,是审评对话中提出的重大纠正行动。本文基于临时导则在秦山核电厂老化管理及运行许可证延续审评中的良好实践,以埋地管道、消防水管道、含硼水环境下不锈钢管道、侵蚀机理四项管道老化管理变更为典型对象,详细分析了其变更内容,并给出了行之有效的应对策略,供国内核电厂开展老化管理及延寿工作、核安全监管单位编制中国核电厂通用老化经验报告借鉴参考。 相似文献
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核安全一级主管道疲劳校核 总被引:1,自引:1,他引:0
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%。 相似文献