真空环境下燃料组件压紧弹簧疲劳应力松弛研究

反应堆燃料组件压紧弹簧需要长期在高温和压应力下服役,其材料的正确选型对燃料组件的设计具有重要意义。针对反应堆运行过程中可能因机械振动和流致振动等引起的压紧弹簧疲劳破坏现象,本文对三种备选奥氏体不锈钢压紧弹簧(GH 2132、632和GH4169)在450℃条件下进行了10万次疲劳循环的真空疲劳试验。试验结果表明:所有弹簧均保持形态完整,没有出现断裂失效现象。GH4169弹簧在试验后没有发现明显的析出物。同时其处于低层错能状态,位错运动形式更多的是单滑移,变形过程中塑性的累积困难,表现出较好的抗应力松弛性能。最终优选GH4169作为反应堆组件压紧弹簧备选材料,为反应堆燃料组件设计与制造提供一定参考。     

真空环境下燃料组件压紧弹簧疲劳应力松弛研究

反应堆燃料组件压紧弹簧需要长期在高温和压应力下服役,其材料的正确选型对燃料组件的设计具有重要意义。针对反应堆运行过程中可能因机械振动和流致振动等引起的压紧弹簧疲劳破坏现象,本文对三种备选奥氏体不锈钢压紧弹簧(GH2132、632和GH4169)在450℃条件下进行了10万次疲劳循环的真空疲劳试验。试验结果表明:所有弹簧均保持形态完整,没有出现断裂失效现象。GH4169弹簧在试验后没有发现明显的析出物。同时其处于低层错能状态,位错运动形式更多的是单滑移,变形过程中塑性的累积困难,表现出较好的抗应力松弛性能。最终优选GH4169作为反应堆组件压紧弹簧备选材料,为反应堆燃料组件设计与制造提供一定参考。     

压紧板弹簧辐照松弛试验装置设计与验证

针对AFA3G燃料组件压紧板弹簧的特点,设计了一种压紧板弹簧辐照松弛试验装置,并通过了一系列模拟试验验证试验装置的可靠性,最终选取4组经过不同循环出堆的AFA3G燃料组件,使用该装置对其压紧板弹簧进行全行程任意位置的压紧力与形变精确测量。试验结果表明,压紧板弹簧辐照松弛试验装置重复精度为0.49%,综合精度为1.7%,满足松弛试验要求。     

压紧板弹簧辐照松弛试验装置设计与验证

A relaxation test device for the hold-down leaf spring was designed considering the characteristics of the hold-down leaf spring for AFA3G fuel assembly. The reliability of the device is verified by a series of simulation tests. Finally, four groups of different recycled AFA3G fuel assemblies were selected, and the compression force and the deformation of the four compressed plate springs were accurately measured at any position in the whole stroke, using this relaxation test device. The results showed that the repetitive accuracy and the comprehensive accuracy of the device was 0.49% and 1.7%,satisfying the requirement of relaxation test.     

Inconel 718合金压紧弹簧应力腐蚀开裂的应力阈值研究

采用适当的热处理时效工艺,可以避免板状压紧弹簧的Inconel 718镍基合金在晶界上产生有害的δ相,从而对压水堆一回路水质条件具有较低的应力腐蚀开裂敏感性。为防止镍基合金发生应力腐蚀开裂(SCC),其承受的应力不应超过该合金屈服强度的75%~80%。对于采用Inconel 718材料的板状压紧弹簧,其设计应力阈值设为931 MPa(135 ksi)在合理范围内,且其数值并不保守。     

压紧弹簧两点接触下的吊篮法兰LOCA工况应力分析

对欧洲三代压水堆(EPR)吊篮法兰在两相失水事故(LOCA)瞬态下压紧弹簧"两点接触"状态下的载荷计算方法和EPR堆内构件吊篮法兰在LOCA工况下的受载特点进行分析。采用SYSTUS程序建模计算两相LOCA时吊篮法兰与压紧弹簧"两点接触"时的应力水平,通过与LOCA动态响应等效换算获得LOCA工况下的应力响应,并根据压水堆核岛机械设备设计和建造规范(RCC-M)的具体要求进行吊篮法兰应力评定。     

辐照后铍构件的应力分析与评价

针对铍材的机械性能和辐照特性,在考虑机械应力、热应力、辐照肿胀应力以及按工况进行载荷组合的基础上,对辐照后铍构件的应力进行分析计算,并采用最大拉应力理论进行评价。以高通量工程试验堆(HFETR)铍组件为例,采用ABAQUS软件计算其关键部件铍套管的应力状态。结果显示,其最大主应力远小于材料拉伸强度,从应力破坏的角度看,该铍组件仍可继续使用较长时间。     

基于蠕变的高温构件应力松弛损伤模型

基于SchIottner-Seeley平均蠕变断裂速率原理和松弛方程,构建了应力松弛损伤模型;采用该模型对高温紧固材料1Cr10NilMoW2VNbN进行了损伤预测和实验验证.结果表明,该模型预测的数据与实际试验结果吻合较好.     

辐照监督管支承定位结构的载荷分析与应力评定

某电厂发现辐照监督管组件与保护套管的连接支承处发生严重磨损,且支承弹簧失效.为此,改造了辐照监督管支承定位结构,为论证其满足在核电厂中的使用寿命要求,需对改造后的结构进行载荷分析和应力评定.首先,分析了改造后的结构在运行工况下所承受的载荷;然后,对其进行了不同载荷组合下的应力分析和疲劳分析;最后,按照ASME规范的要求,进行了各种使用限制下的应力评定.     

元件单棒堆内辐照装置——沸水装置的设计研究

本文介绍广泛使用的元件单棒堆内辐照装置——沸水装置。详细论述了该装置的原理,介绍了所采用的设计方法和已完成的结构设计。     

堆内构件螺纹联接件应力分析与评定

堆内构件中的螺纹联接件数量众多且受力复杂,为确保堆内构件结构的完整性,螺纹联接件的应力和疲劳分析必须满足ASME规范的相关要求.鉴于堆内构件对核电厂安全运行的重要性以及在核电厂运行工况下受到多种静、动态外力的作用,本工作根据规范要求,对堆内构件螺纹联接件的预紧力、受力状态、变形计算、载荷分类和组合、应力分析与评定等进行了综合研究,并根据研究成果开发了堆内构件联接件应力评定专用程序,使堆内构件联接件的应力评定工作能更准确、有效地进行,为工程设计和应用提供了可靠和便捷的工具.     

基于XGBoost的高中子注量率区域堆内构件螺栓可靠性评估方法

堆内构件螺栓长期处于高温高压以及高辐射环境,连接围板与成形板的螺栓存在辐照促应力腐蚀开裂（IASCC）现象。为提前预测螺栓在应力腐蚀环境下的剩余寿命,减少核电厂的备件库存,本文采用 XGBoost预测堆内构件螺栓在高辐照环境下的剩余寿命。首先,对压水堆高中子注量率区域的全周期剩余寿命演化数据进行分析处理,获得相关性模型;然后,提出基于数据驱动的XGBoost预测螺栓剩余寿命,该方法具有较强的泛化性与较高的准确率,可以很好地评估高中子注量率区域螺栓的可靠性;最后,以35000个样本作为训练集、15000个样本作为测试集,与国际原子能机构（IAEA）经验公式计算值比较,结果表明,XGBoost 预测准确率高达99.93%,优于多元线性回归方法和AdaBoost（使用线性损失函数/使用平方损失函数/使用指数损失函数）方法。      

Development and Design of Vessel and Internals for Demonstration Fast Reactor

<正>1 Summary According to the three-step strategy of fast reactor,after the construction of China Experimental Fast Reactor (CEFR),the research and development of the Demonstration Fast Reactor power station CFR600 with an industrial scale 600 MW would be carried out to demonstrate the industrial scale nuclear power plant.     

反应堆压力容器出口接管力学分析

在核电站的运行过程中,反应堆压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷.作为保证反应堆安全正常运行的重要部件,必须确保反应堆压力容器出口接管的完整性.本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应力强度和疲劳分析,得到出口接管的应力分布状况、最大应力及疲劳使用系数,并按照相关规范的应力限值对出口接管的计算结果进行评定.评定结果表明,出口接管满足规范的要求.     

反应堆压力容器中子辐照损伤的分析和评价

对于材料已经确定的反应堆压力容器,其辐照脆化效应的主要因素是快中子积分通量。本文应用中子输运格林函数法验算了秦山核电站压力容器1/4厚度处最大快中子通量。分析和评价结果表明,该压力容器的设计对中子辐照是安全的。     

考虑流固耦合效应的快堆堆本体抗震试验模化方法

为准确模拟快堆堆本体中液体晃动对主容器的作用,本文建立了一种考虑流固耦合效应的快堆堆本体抗震试验模化方法,不仅保证加速度相似比严格为1,还保证了流体与结构的质量比与原堆的相同。依照上述试验模化方法,分别设计了与快堆原型比尺为1∶25（大）和1∶50（小）两个缩比试验模型。为验证上述理论方法的有效性,对这两个模型进行了地震动力学数值模拟,并比较了大模型和小模型的模拟结果。比较结果表明,大、小模型的地震动响应参数比值满足推导得到的理论准则,从而通过数值试验方法验证了上述模化方法的有效性。该模化方法可为快堆堆本体抗震试验提供理论依据。     

反应堆压力容器C形密封环循环松弛特性研究

反应堆压力容器C形密封环由3层结构组成,在实际服役过程中,各层结构间相互作用机理复杂,多次压缩-回弹循环后,密封结构有循环松弛现象出现,导致密封性能衰退。针对上述循环松弛现象进行了实验研究,获得了C形密封环密封性能随循环次数的衰减规律,研究了其循环松弛特性;通过理论模拟计算分析获得了循环松弛规律的总回弹量、有效回弹量、工作点线载荷等特征量;通过实验与理论模拟计算结果的对比,揭示了制造工艺对循环松弛特性的影响规律。本文研究可用于指导C形密封环的服役性能评价及制造工艺控制和优化。