60万千瓦核电站压力容器用钢研制协作会议在德阳召开

由一机部第二重型机器厂和西南反应堆工程研究设计院共同邀请冶金部北京钢铁研究总院、一机部哈尔滨焊接研究所、一机部成都电焊机研究所等单位于1981年11月26日到30日在四川德阳第二重型机器厂召开了“60万千瓦核电站压力容器用钢及其配套焊接材料研制协作会议”。这次会议是在1981年7月在北京召开的“60万千瓦核电站主设备讨论会”的基础上,对反应堆压力容器、蒸发器等主设备用钢的研制工作进行的一次讨论会。共有50多位代表参加会议。     

控制棒驱动机构过盈配合有限元分析

核电站主设备控制棒驱动机构管座是通过焊接和过盈配合共同作用安装在压力容器顶盖上.这种结构大幅提高了设备的性能,为核电站的稳定运行提供了可靠保障.本文介绍过盈配合的计算原理,采用ANSYS软件的不同分析方法对过盈配合进行应力计算,并做出误差分析;较系统地总结过盈配合的计算方法及各方法的优缺点,为设备的应力分析及结构优化设计提供了依据.     

A508-3钢及其焊接材料与工艺研究

介绍了压水堆核电站反应堆压力容器用A508-3钢及其配套焊接材料与工艺的研究情况。首先介绍了研究内容,包括6项母材物理参数测定、10项验收考核性能要求、21项测试及11项研究项目;其次概述了600MWe压水堆核电站反应堆压力容器堆芯筒体及蒸汽发生器管板等壁厚模拟产品的制造;第三以八个表格形式给出了母材锻件、焊缝、热影响区及堆焊层金属的验收要求以及对两个模拟产品的实测性能数据,同时给出了母材、焊缝及热影响区金属的快中子辐照试验结果;最后给出了评价。A508-3锻件的生产、两个模拟产品的制造及实测性能数据表明,我国掌握了压水堆核电厂核岛主设备母材与焊材的生产、焊接、堆焊工艺及无损检测等关键制造技术,核岛主要设备可以实现国产化。     

A508-3钢及其焊接材料与工艺研究

介绍了压水堆核电站反应堆压力容器用A508-3钢及其配套焊接材料与工艺的研究情况。首先介绍了研究内容,包括6项母材物理参数测定、10项验收考核性能要求、21项测试及11项研究项目;其次概述了600MWe压水堆核电站反应堆压力容器堆芯简体及蒸汽发生器管板等壁厚模拟产品的制造;第三以八个表格形式给出了母材锻件、焊缝、热影响 区及堆焊层金属的验收要求以及对两个模拟产品的实测性能数据,同时给出了母材、焊缝及热影响区金属的快中子辐照试验结果;最后给出了评价.A508-3锻件的生产、两个模拟产品的制造及实测性能数据表明,我国掌握了压水堆核电厂核岛主设备母材与焊材的生产、焊接、堆焊工艺及无损检测等关键制造技术,核岛主要设备可以实现国产化。     

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备力学分析

介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备设计中所涉及的力学分析工作.主设备包括反应堆压力容器(包含控制棒驱动机构、堆内构件和燃料组件)、蒸汽发生器、主泵、稳压器.主要涉及的内容包含每个设备部件的应力、疲劳、热棘轮、断裂力学分析和内部构件流致振动分析以及试验验证等.设计者已掌握了主设备设计中所涉及的力学分析技术,取得了大量的成果.但是,仍有部分工作是与国外的设计单位合作完成的,我们还需做更深入的研究.     

LWR压力容器接管考虑环境影响的疲劳计算

在设计阶段考虑环境对疲劳的影响是第三代核电站一回路主设备设计的关键技术之一,本文介绍了ASME规范Code Case N-792对轻水堆(LWR)一级承压设备考虑环境影响疲劳时的环境影响疲劳修正系数(Fen)和应变速率ε’的计算方法。建立反应堆压力容器接管的轴对称模型,并根据Code Case N-792的要求对一回路主设备反应堆压力容器接管进行考虑环境影响的疲劳计算,计算时分别采用简化法和详细积分法。对不考虑环境影响的ASME第III卷的疲劳计算结果和Code Case N-792的疲劳计算结果进行对比和探讨。当考虑环境影响后,SCL1截面的疲劳寿命缩短为空气状态下的1/3,SCL2截面的疲劳寿命减少了3/5。     

核电厂阻尼器试验台的设计分析

核电厂主设备阻尼器综合试验台架为核电厂蒸汽发生器、稳压器、主泵等主设备阻尼器实施动态和静态试验,文章对核电厂主设备阻尼器综合试验台架整体方案设计及主要系统进行了介绍,对执行元件和控制元件两类关键设备进行了详细的计算分析和选型。     

反应堆压力容器主螺栓预紧工艺优化仿真分析

应用商业软件ANSYS模拟了反应堆压力容器主螺栓十字拉伸3级预紧过程,对其预紧工艺进行了仿真优化分析。分析结果表明:3级加载方式中第1级采用对称加载、第2级采用间隔加载、第3级采用顺序加载得到的主螺栓不均匀度和离散度最小;第3级预紧采用变载荷能明显减小主螺栓的不均匀度和离散度,提高反应堆压力容器的密封性能。      

秦山二期工程反应堆压力容器管座焊接设计和工艺研究

秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有3种类型的管座.重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接没计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响.介绍了焊接工艺中控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施.还根据1#和2#机组压力容器制造经验的反馈,吸取国际上容器设计的先进技术,提出了反应堆压力容器管座焊接变形的控制措施.     

高压加热器的换热管材质改进与实践

本文通过结合现场的实际情况,以换热管材质改进作为切入点,探讨可行的技术方案。通过对几种常用高加换热管材质从力学性能、耐腐蚀型、换热性能等多个方面进行对比、分析,确定材料的选用。同时保留了原结构设计,避免了因主设备改造带来的系统布置等问题。高压加热器在更换后,进行了对应的性能试验和系统整体性能试验,试验合格,满足系统要求。本次技术改造解决实际工程问题的思路对于国内其他核电机组有一定的借鉴意义。     

60万千瓦压水堆核电站主设备方案设计讨论会在北京召开

根据二机部下达的60万千瓦核电站的研究设计任务,二机部第一研究设计院(以下简称一院)于七月九日至十六日在北京召开了60万千瓦压水堆核电站主设备方案设计讨论会。应邀到会的有国防科委、一机部、二机部、电力部、冶金部等所属的有关设备研制厂、所及各部直属机关共30个单位92名代表。提交会议讨论的有反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主泵、主管道、堆内构件、驱动机构、透平发电机组、工艺运输等等九项主要设备的设计方案。会议分为总体方案报告、主设备方案设计分组报告、分组讨论、对口单项专题讨论、总结等。     

浅谈"华龙一号"主泵组装防异物管理

主泵是压水堆核电站的关键主设备之一,位于核岛心脏部位,用来将冷水泵入蒸发器转换热能,是核电运转控制水循环的关键,属于核电站的一级设备.防异物的管理一直是主泵组装工作的重中之重,如主泵组装过程中防异物管理不严,很有可能会使异物进入主泵系统,将有可能对主泵性能产生不良影响.文章总结了福清主泵防异物管理工作的经验,在前期的基...     

AP1000核岛主设备用SA508-3钢锻件的监造

ASME SA508-3钢具有优越的可焊性、较好的抗中子辐照脆化性能和非常好的断裂韧性以及冲击韧性,因此被广泛应用于压水堆核电站核岛压力容器的制造中。AP1000三代核电机组的一些主设备,如反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器的全部大锻件及一些重要部件均采用了这一钢种。通过对SA508-3钢锻件制造过程中的技术要点的分析,指出了该钢种的锻件在制造过程中的质量关注重点,提出了对该钢种锻件实施监造过程中的监督方法和监督重点。     

镍基合金压力容器环形焊缝残余应力数值模拟与失效应力分析

根据英国结构完整性评估标准BS7910(2013),考虑焊接残余应力影响,采用失效评估图(Failure Assessment Diagram,FAD)方法对镍基合金压力容器焊接部位内表面裂纹进行安全评估。首先采用有限元分析(Finite Element Analysis,FEA)方法,对压力容器V型、X型坡口环焊缝多层多道对接焊进行数值模拟,获取焊接残余应力分布,并将V型坡口对接焊焊接残余应力曲线与BS7910(2013)标准残余应力分布进行了对比;其次,对BS7910(2013)1级-FAC曲线进行公式化简,在焊接位置考虑残余应力、应力集中、塑性失效因子三因素的影响,对轴向内部半椭圆裂纹进行了失效应力预测。结果表明:残余应力的分布直接影响计算结果,残余拉应力越大,相应失效应力越小;残余应力值和裂纹深度a保持不变,失效应力计算结果随c/a(c为裂纹半长)增大而减小;当c/a比值不变,失效应力值随着a增大而减小。本文焊接残余应力模拟即及失效应力预测方法为以后含缺陷压力容器及管道失效应力计算(寿命预测)提供一定的参考。     

世界首台AP1000主泵成功完成最终耐久试验

【人民网2012年4月17日报道】美国匹兹堡当地时间2012年4月16日,中国国家核电技术公司(SNPTC)和美国西屋公司(Westinghouse)、柯蒂斯怀特公司(Curtiss-Wright)宣布首台AP1000主泵成功完成了最后耐久试验,标志着AP1000所有核岛主设备的试验已结束。这台主泵由柯蒂斯怀特公司所属EMD工厂成功研制,将用于中国第三代核电自主化依托项目的首台机组(也是世界首台AP1000机组)——三门1号机组。三门1号机组前两台主泵预计在2012年5月发运。西屋运营总裁RicPerez说:"目前所有主设备制造和试验的完成给项目和客户以坚定的信心。主泵将支持AP1000核电机组安全     

蒸汽发生器传热管在泵致脉动压力载荷下的动力学响应研究

泵致脉动压力是核电站中引起主设备部件疲劳失效的主要原因之一。本文建立了蒸汽发生器传热管的泵致脉动压力载荷表达式,并建立不同弯曲半径的传热管有限元模型,对蒸汽发生器传热管在泵致脉动压力载荷下的动力学响应进行了研究。结果表明：34、64、94、114、124、144排传热管附近的频率、振型对泵致脉动压力最为敏感;包络泵致脉动压力作用下,最大应力出现在32排传热管上;传热管在泵致脉动压力载荷作用下,泵致脉动压力载荷的轴频频率对结构响应的贡献最大。本文分析结果为蒸汽发生器传热管在泵致脉动压力载荷下的磨损分析提供了参考。     

AP1000核电厂自清洁式主泵Canopy密封环现场焊接质量控制

AP1000反应堆冷却剂主泵采用带有高惯性飞轮的屏蔽泵,依靠辅助叶轮提供循环冷却水实现自身清洁、润滑、密封与冷却功能,在设计寿命60年内免维修。Canopy密封环焊缝作为主泵安装移动部件与泵壳之间的焊缝,起着对主泵内部循环冷却水密封的作用。本文对Canopy密封环焊缝焊接工艺评定、型式试验,以及现场安装焊接过程控制、无损检测等方面的质量控制进行论述,以保证AP1000主泵现场安装焊接的安全、质量与进度。     

压力容器主管道分段焊接变形的数值模拟研究

针对压力容器主管道焊接径向位移过大的问题,采用SYSWELD软件对主管道多层多道焊接进行了数值模拟分析,并研究了3种分段式焊接方案对焊接残余应力和变形的影响。结果表明,计算结果与实验结果较为吻合,验证了数值手段的合理性,采用分段式焊接可有效地降低压力容器主管道焊接过程的径向位移和残余应力,在所研究的3种分段式研究方案中,分段式上下单边焊接方案对焊接径向位移的抑制效果最好。     

现代大型反应堆压力容器材料的研制与发展

开展本项研究的目的是为了改进我国大型反应堆压力容器材料的内在质量、综合性能和安全裕度,以满足反应堆压力容器大型化、整体化、长寿化对其结构材料的特殊要求.阐述了现代大型反应堆压力容器结构、功能、使用条件、制造工艺特点及其对材料的特殊要求及国内外现代大型反应堆压力容器材料的研制与发展,重点总结了国内外反应堆压力容器材料应用...     

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