核电厂热疲劳监测技术研究

核电厂安全运行和设备寿命管理已成为核工业领域关注的重要问题,尤其是如何准确地确定超设计寿命电厂的典型设备老化参数（如应力、累积使用因子等）。然而,目前大多核电厂疲劳监测系统都是基于ASM E规范研发的,未分析管道内环境对疲劳分析的影响。本文提出了一种满足美国核管会（N RC ）RG1.207导则的疲劳监测方案,该方案将考虑环境因素对疲劳分析的影响。同时,新的疲劳评估方法具有通用性,可结合核电厂DCS运行数据,为电厂延寿提供数据支持。     

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。     

稳压器波动管考虑热分层影响的疲劳分析

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.     

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.     

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。     

核电厂数字化仪控系统全状态监测机制

软件失效及软硬件交互故障是核电厂全数字化仪控系统故障的主要来源之一。现有基于硬件的状态监测机制应对这一新型失效模式存在不足。应用系统理论事故建模与处理(STAMP)模型,对核电厂全数字化仪控系统的失效模式进行初步分析,提出将软件、硬件及其交互作为监测对象,建立一种整合软、硬件状态的全状态监测机制,为系统状态监测提供多样性及预警能力,对提高核电厂数字化仪控系统的安全性具有重要意义。     

反应堆冷却剂系统辅助管道缺陷焊缝疲劳分析与评价

根据某核电厂反应堆冷却剂系统辅助管道核1级焊缝的在役检查结果和施工设计阶段应力分析结果,确定了疲劳分析与评价的典型缺陷焊缝.依据WRC502的实验结果和RCC-M规范,提出了用于疲劳分析的含热(微)裂纹效应的疲劳曲线.在此基础上,对机组运行5 a的瞬变统计次数与设计瞬态次数进行了对比研究,采用优化疲劳分析方法对典型缺陷焊缝进行了疲劳分析与评价.评价结果表明:辅助管道核1级焊缝在核电厂运行10 a内不会发生疲劳失效.     

采用格林函数求解二维管内壁温度导热反问题

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。      

基于腐蚀性能的碳钢管道使役时间评价方法

核电厂管道系统腐蚀程度监测和预测使役时间是核电厂安全性能评估的重要内容之一.文章介绍了采用M（o）ssbauer谱分析碳钢管道腐蚀产物,超声无损检测确定管壁剩余厚度,依据统计学原理,计算各类管道系统管壁腐蚀程度的分布和理论腐蚀速率,用于评估管道在下一生产周期的安全状态和使役寿命.     

核电厂堆腔冷却状态监测研究

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。     

秦山核电厂反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析

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。     

秦山核电厂的老化及寿期管理

介绍了核电厂老化及寿期管理的相关背景以及国外核电厂在延寿方面采取的两种主要模式,即执照更新模式和PSR模式。结合目前秦山核电厂开展的主要老化管理工作,提出了秦山核电厂延寿的设想,并对核电厂寿期管理中存在的问题进行了讨论。     

核电厂电气贯穿件设备延寿再鉴定方法研究

以秦山一期核电厂电气贯穿件(EPA)为实施对象,基于已有设备设计、制造、鉴定和实际运行数据,并结合国内外核电厂的设备鉴定、老化延寿管理等标准规范和最新研究成果,开展了核电厂设备延寿再鉴定方法研究,同时结合目前国内核电厂类似EPA等1E级核安全设备老化管理的现状,提出了设备老化管理建议。     

秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管试样断裂韧性试验

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     

核电厂高压缸进汽管道高频壳壁振动分析

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。     

核电厂执照更新管道老化管理临时导则解析及应对实践

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。     

核电厂管线中的温度振荡现象研究

在核电厂中,如何更好地了解和预防由于温度振荡而导致的管线热疲劳,对于确保核电厂的安全和可靠运行具有重要意义。本文以核电厂安注系统某支管为研究对象,运用计算流体力学软件,结合二次开发,采用修正的k-ε模型,模拟了阀门渗漏冷水进入含有高温水的支管后所发生的温度振荡现象,并与实验测量进行了对比。数值模拟的结果和实验基本吻合,并全面地反映了整个管线中的温度振荡现象,为更好地监控管线热疲劳提供了参考依据。     

基于格林函数的应力简化计算方法及试验验证研究

以格林函数为基础,开发了高温高压条件下管道应力影响函数,在实验室条件下选取管道壁面上的典型点,通过高温应变测量对该方法进行了验证。结果表明,基于格林函数的应力简化计算方法的计算结果与试验结果吻合较好,该方法可应用于核电厂关键设备和管道的强度及疲劳寿命的快速评价,亦可用于疲劳监测系统开发。     

热老化对核电厂一回路管道失效概率的影响

建立基于热老化的管道失效概率计算流程。在实验研究的基础上,采取美国阿贡实验室的流程预测某管道材料在280、330℃下热老化后断裂韧性随运行时间的变化。计算含单个环向内表面裂纹的管道在考虑热老化与不考虑热老化2种情况下的累积失效概率。计算结果表明,考虑热老化因素得到的失效概率高于未考虑热老化的情况。在考虑热老化的情况下,较高的温度下热老化严重且管道失效概率更高。     

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%。