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某反应堆压力容器在役UT检查时发现一处缺陷,为确保RPV在服役期限内的结构完整性,有必要进行RPV缺陷的断裂力学分析研究。根据ASME规范,将该缺陷假定为裂纹深度为10.1 mm的环向内表面裂纹,并进行了断裂力学计算及评价。分析内容主要包括计算疲劳裂纹扩展量、评价各种工况下的应力强度因子,载荷为瞬态的温度波动、压力以及焊接残余应力。评价工况包括正常及扰动工况、紧急工况、事故工况。研究结果表明,正常及扰动工况瞬态载荷对RPV筒体浅层内表面裂纹的疲劳扩展作用不明显,40年寿期末的疲劳裂纹扩展量约为0.228 mm。各工况下的应力强度因子均满足规范要求,含缺陷的反应堆压力容器可以继续服役,无需修补。 相似文献
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本工作研究反应堆压力容器在60年寿期末是否会出现快速断裂.文章采用断裂力学分析方法计算寿期末堆芯段筒体的应力强度因子,其计算结果满足RCC-M规范的要求,即在寿期末堆芯段筒体不会发生快速断裂. 相似文献
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按照RCC-M规范对设备进行快速断裂评价时,材料的初始无延性转变温度是重要的输入条件之一。材料中的碳含量超标会影响材料初始无延性转变温度,但目前2者之间还没有定量关系。当反应堆压力容器(RPV)出现碳含量超标时,为保证结构完整性,必须在缺乏定量关系的情况下完成结构的快速断裂分析。本研究对碳含量超标情况下的反应堆压力容器的快速断裂评价方法进行了研究,并以发生碳含量超标的反应堆压力容器堆芯段筒体为例,考虑了筒体的缺陷修复情况,通过反算满足规范要求的最高初始无延性转变温度,对反应堆压力容器堆芯段筒体的快速断裂情况进行了分析评估。该方法可为碳含量超标的压力容器运行和在役检测提供技术支持。 相似文献
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反应堆压力容器承压热冲击(PTS)分析 总被引:1,自引:1,他引:0
在反应堆运行过程中发生严重的失水事故(LOCA)时,应急堆芯冷却系统启动,冷的安注水从安注接管注入反应堆压力容器(RPV)中,此时压力容器还维持较高压力,这种瞬态就称为承压热冲击,即PTS(Pressurized ThermalShock).按照10CFR50,61[2]和RCC-M规范[1],对安注接管、焊缝和堆芯筒体三个区域,进行了PTS工况评估,分析结果表明,在发生PTS时,压力容器的完整性是能够保证的. 相似文献
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应用ANSYS参数化设计语言(APDL)编制程序,对反应堆压力容器接管的应力和疲劳分析过程进行优化,快速得到接管的应力分布状况、最大应力及疲劳使用系数,并按照RCC-M规范进行评定. 相似文献
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堆芯支承块用以限制堆芯吊篮的周向转动,其结构完整性影响反应堆的安全运行。为保证堆芯支承块的结构完整性,本文建立CAP1000反应堆压力容器下封头、堆芯支承块及部分筒体的三维有限元模型,进行热分析、结构分析、疲劳分析及断裂分析,并根据ASME B&PVC-III-NB-3200和ASME B&PVC-III-1附录G的相关规定对计算结果进行评定。结果表明,堆芯支承块及附近下封头满足上述规范的相关要求。本文所采用的分析方法可应用于百万级以上核电厂反应堆压力容器的堆芯支承块的分析。 相似文献
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秦山核电二期工程稳压器的自主设计与国产化 总被引:1,自引:0,他引:1
采用分析法进行稳压器的设计.为了减小热应力的危害,改善接头的受力状态,采取了降低热疲劳的措施.在RCC-M 1级锻件的基础上,又增加了砷、锡、锑、硼等有害元素的考核指标以及金相检验的要求.稳压器的支承设计采用下封头整体锻出的凸台与裙座支承筒对接焊连接.对波动接管及其热屏蔽套管的瞬态温度场分布、喷雾接管材料的疲劳性能和塑性累积变形,以及反应堆冷却剂系统特殊构件(包括波动接管)的瞬态传热特性进行了试验和分析研究,用流体力学软件FLUENT对构件的传热性能进行了数值计算,得到了良好的试验和计算结果. 相似文献
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反应堆压力容器结构完整性是核电厂运行及延寿时需重点关注的问题之一。特别是承压热冲击(PTS)工况下反应堆压力容器结构完整性的验证工作对电厂能否安全运行有重要意义。为验证AP1000反应堆压力容器的结构完整性,本文简要阐述了AP1000反应堆压力容器进行确定性结构完整性分析的必要性,并对压力容器在典型PTS瞬态下的结构完整性进行了评价。分析评价采用概率断裂力学软件FAVOR中的FAVLoad模块进行,并应用IAEA-TECDOC-1627中的基准考题对该模块进行了验证,最后对AP1000反应堆压力容器进行了确定性结构完整性评价。评价结果表明,AP1000反应堆压力容器寿期末实际RTPTS值低于假想PTS瞬态对应的限值。反应堆压力容器在典型PTS瞬态下的结构完整性可以保证,同时也说明采用FAVLoad模块进行反应堆压力容器确定性结构完整性评价的方法可行。 相似文献
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承压热冲击下压力容器断裂力学分析 总被引:1,自引:1,他引:0
依据美国核管会(NRC)最新法规要求和研究进展,阐述了压水堆核电厂反应堆压力容器(RPV)承压热冲击(PTS)最新评估方法。基于热工水力系统程序RELAP5和有限元分析软件ANSYS,针对某传统二代压水堆核电厂模拟在PTS典型瞬态过程下热工响应行为及压力容器模型断裂力学分析,并评估不同瞬态的危险性及其随压力容器材料脆性的变化。分析表明:表面裂纹和靠近内壁面的埋藏裂纹比深埋裂纹更易发生开裂;同等条件下轴向裂纹较环向裂纹更易开裂,且大中破口事故下轴向裂纹远较环向裂纹更易贯穿壁厚。 相似文献
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