疲劳监测系统在核电厂老化管理及延寿中的应用研究

核级管道热疲劳失效是核电厂金属部件失效的主要形式之一,也是核电厂老化管理及延寿中的关注重点之一。本文采用核电厂疲劳监测系统测得管道的温度数据,掌握其真实的温度影响过程,对监测区域管道的疲劳状态进行评估,实现管道热疲劳状态寿命管理,最终可以为核电厂延寿工作提供数据支持。     

反应堆压力容器疲劳时限老化分析研究

基于美国核管会（U.S.NRC）的管理导则RG1.207提出的2种考虑冷却剂环境对设备疲劳寿命的影响评估办法,对比了美国NUREG/CR-6909和日本JNES两大体系不同环境疲劳修正因子（F_en）表达式和边界条件对环境疲劳的影响,对比了F_en和环境疲劳曲线2种分析方法对环境疲劳寿命评估的差异。最后,将考虑应变率历程的详细F_en方法、环境疲劳曲线方法、参数保守取值的F_en方法3种方式都应用于某核电厂反应堆压力容器进口接管嘴部位的疲劳评定中。结果表明,相比环境疲劳曲线的方法和参数保守取值的F_en计算方法,考虑应变率历程的详细Fen方法能更准确评估结构的环境疲劳寿命。      

压水堆材料冷却剂环境疲劳修正因子研究

本文对考虑压水堆一回路冷却剂环境对材料疲劳影响的环境疲劳修正因子Fen进行研究,结合核电厂延寿需求,确立基于环境疲劳修正因子的疲劳分析流程。针对典型接管嘴结构,采用考虑瞬态应力时间历程的应变增量方法计算转换应变率和Fen,对比了环境修正对疲劳结果的影响。考虑环境影响后,奥氏体不锈钢的疲劳使用系数增大3.2倍,低合金钢的疲劳使用系数增大8.5倍,冷却剂环境对疲劳寿命的影响显著。将考虑环境影响后的疲劳使用系数与EPRI导则的计算结果进行对比,二者计算结果接近,验证了考虑瞬态组合的环境疲劳修正因子分析计算方法的正确性。     

压水堆材料冷却剂环境疲劳修正因子研究

本文对考虑压水堆一回路冷却剂环境对材料疲劳影响的环境疲劳修正因子F_(en)进行研究,结合核电厂延寿需求,确立基于环境疲劳修正因子的疲劳分析流程。针对典型接管嘴结构,采用考虑瞬态应力时间历程的应变增量方法计算转换应变率和F_(en),对比了环境修正对疲劳结果的影响。考虑环境影响后,奥氏体不锈钢的疲劳使用系数增大3.2倍,低合金钢的疲劳使用系数增大8.5倍,冷却剂环境对疲劳寿命的影响显著。将考虑环境影响后的疲劳使用系数与EPRI导则的计算结果进行对比,二者计算结果接近,验证了考虑瞬态组合的环境疲劳修正因子分析计算方法的正确性。     

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。     

压水堆核电站冷却剂环境对核设备材料疲劳寿命的影响

介绍了压水堆核电站冷却剂环境影响疲劳寿命问题,包括环境影响疲劳寿命问题的背景和发展、影响一回路主设备材料疲劳寿命的主要因素和机理、环境影响疲劳寿命的主要评价方法和环境修正系数的使用,并对国内核电站环境影响疲劳寿命问题的解决提出了建议。     

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。     

在役环境下典型核设备疲劳累积使用因子的计算

核设备设计寿命的计算需要考虑在役环境的影响,但由于当前通用各规范疲劳曲线均未涉及在役环境影响,因此可通过环境因子对疲劳累积使用因子进行修正。在环境因子修正过程中,提出3种不同的参数值修正方法。基于上述方法对疲劳累积使用因子进行修正,同时与空气环境下疲劳累积使用因子进行对比。对比发现,考虑在役环境的疲劳累积使用因子比空气环境中疲劳累积使用因子有明显提高。另外,对热-结构场结果直接进行环境因子的参数值转化比瞬态组合后进行参数值转化更为保守。     

单位瞬态法在核电厂疲劳监测系统中的应用

核电厂疲劳监测系统中的非稳态导热反演计算是关键步骤,本文提出的单位瞬态法目的就是解决反演计算问题。首先研究了一维瞬态热传导内外壁温度的线性关系,其次建立了单位瞬态热传导有限元模型,然后通过数值计算实现了由内壁温度计算外壁温度或由外壁温度计算内壁问题双向计算过程,最后通过1组试验数据验证单位瞬态法的正确性,为疲劳监测系统的推广应用奠定了基础。     

核电厂反应堆主泵主轴疲劳可靠性试验与评估

为了获得给定置信度、不同可靠度下的核电厂反应堆主泵主轴材料疲劳可靠性数据，制造了一段内外径尺寸、加工工艺与产品主轴完全相同的模拟轴用于取样，测试了常温光滑、常温焊接、常温缺口、高温光滑、高温焊接、高温缺口6种试样的疲劳寿命；应用可靠性统计方法分别确定了置信度为0.9、0.95时，在不同可靠度下6种试样的疲劳可靠性寿命置信下限方程以及6种试样的可靠性疲劳极限；分析了试样与主轴疲劳寿命的区别与修正方法，利用修正后的试样数据对主轴疲劳失效的薄弱环节进行可靠性评估。结果表明，置信度为0.9、0.95时，主轴在寿期内不发生疲劳失效的可靠度超过0.9999。本研究实现了反应堆主泵主轴疲劳失效更为准确的可靠性评估。      

反应堆压力容器疲劳时限老化分析研究

Based on two methods of evaluating the influence of the coolant environment on the fatigue life of equipment proposed by U.S.NRC in the management guideline RG1.207, the effects on different environmental fatigue correction factor（F_en） expressions and boundary conditions were compared between the NUREG/CR-6909 of USA and JNES of JAPAN. The difference of the environmental fatigue life assessment between environmental fatigue correction factor and environmental fatigue curve was also analyzed. Finally, the three methods were adopted in the analysis of the reactor pressure vessel inlet nozzle fatigue assessment. The methods are Fen method considering strain rate history, environmental fatigue curve method and the Fen method using conservative parameters. The results show that, compared with other two methods, the Fen method considering strain rate history can evaluate the environmental fatigue life of structures with higher accuracy.     

基于湿法氧化法测量放射性废树脂中3H和14C的方法

基于湿法氧化法对核电厂产生的放射性废树脂进行前处理,建立了树脂中³H和¹⁴C的测量方法,分析了影响方法回收率的因素,并对国内某核电厂废树脂中的³H和¹⁴C进行了测量。结果表明,H₂O₂浓度对方法回收率影响最大,在最优的氧化条件下,方法回收率达96.8%;³H和¹⁴C最小可探测比活度分别为41 Bq/g和1.3 Bq/g;¹⁴C测量结果与《生物样品中¹⁴C的分析方法 氧弹燃烧法》(GB/T 37865-2019)的测量结果相比,无显著性差异,¹⁴C测量精密度为10.2%。对国内某核电厂废树脂进行测量,³H和¹⁴C的平均比活度分别为（6 134 ±640） Bq/g和（2 724±147） Bq/g。     

应变幅对国产锻造奥氏体不锈钢环境疲劳寿命影响的试验研究

为验证模拟压水堆核电站冷却剂服役环境对国产锻造主管道用奥氏体不锈钢疲劳寿命的影响,采用高温高压循环水疲劳测试系统对从产品锻件取样加工后的标准试样进行了低周疲劳试验,分析了试验数据与美国机械工程师学会(American Society of Mechanical Engineers,ASME)规范平均/设计疲劳曲线的关系,获得了应变幅对奥氏体不锈钢环境疲劳寿命的影响规律,并初步评价了ASME规范设计疲劳曲线和环境疲劳修正系数的适合性。     

国产316LN不锈钢在模拟AP1000一回路水环境中的疲劳行为

一回路水环境下的疲劳性能是核电站主管道设计寿命评估的重要参数。针对国产主管道材料316LN开展了模拟AP1000一回路水环境的低周疲劳试验,分析了疲劳行为和失效机理。研究结果表明:国产316LN峰值应力随应变幅的增大而增大,大应变幅试样在疲劳过程中先后发生了循环硬化、循环软化和失稳,而小应变幅试样在失稳前未发生明显的循环硬化和循环软化;在应变幅由0.2%逐渐增加至1.2%的过程中,疲劳周次从105逐渐降低至102;疲劳断口具有典型的疲劳断口特征,裂纹萌生于试样表面,以穿晶方式垂直于主应力方向扩展,裂纹扩展区具有典型的疲劳辉纹,辉纹上有菱形颗粒状腐蚀产物,环境辅助开裂机制倾向于氢致开裂。     

核级不锈钢管座焊接区与母材区疲劳裂纹扩展性能对比研究

焊接接头广泛应用于核电站管座处,而疲劳裂纹扩展是导致焊接接头失效的重要原因之一。因此,研究焊接区材料的疲劳裂纹扩展和寿命预测方法对准确预测焊接接头的寿命具有重要意义。本文以核电厂常用的304L不锈钢焊缝材料为对象,研究不同载荷比、不同取样方向对疲劳裂纹扩展速率的影响;基于试验数据建立焊缝材料的疲劳裂纹扩展速率模型,并与美国机械工程师协会（ASME）标准中奥氏体钢进行对比。结果表明:不同取样方向对焊缝疲劳裂纹扩展速率的影响不大,但载荷比对其有较大影响,较低载荷比下,焊缝的疲劳裂纹扩展速率在某个应力强度因子幅值（?K）前高于母材的疲劳裂纹扩展速率,在其之后则低于母材,而较高载荷比下则恰恰相反。      

浅议核电厂应急行动水平制定中环境辐射监测数值的选取

核电厂的应急行动水平是核电厂应急状态的分级依据。环境辐射监测数据在核电厂异常工况和事故情况下对于判断放射性释放水平有着重要作用。本文根据美国核能研究所(NEI)的技术文件并结合国内核电厂的情况,对环境辐射监测数据在应急行动水平制定中存在的问题进行了讨论。     

内陆核电场址非人类物种辐射影响评价——参考生物的选择及应用

内陆核电建设对非人类物种电离辐射的影响逐渐为人们所重视,环境影响评价报告中对生物的辐射影响评价提出了明确要求。参考生物作为评估的基础,目前为止还没有明确的选择和确定方法。本文根据国内外对于参考生物的研究结果及选取准则,提出了参考生物的选择指标及方法,并应用于彭泽核电厂,初步确定了彭泽核电厂非人类物种电离辐射影响评估的一些主要参考生物。     

无机锶吸附剂的制备及其应用

为了去除放射性溶液中的90Sr,采用高锰酸钾和氯化锰的水溶液在pH=10~12、60℃的水浴中反应制备了一种MnO2吸附材料,并用X射线衍射法对其进行了初步分析和表征,该样品为α-MnO2和γ-MnO2的混合晶相。采用静态实验对该吸附剂进行研究,并将其与9种常见的天然锶吸附材料进行比较。结果表明:该吸附剂对90Sr的吸附效果明显好于常用天然吸附材料;其对90Sr的吸附速率非常快,约20min即可吸附平衡,且具有较高的理论饱和吸附容量(Q≈0.52mmol/g)和吸附分配系数(Kd),其典型Kd≈104 mL/g;随着硝酸浓度增加90Sr的Kd值迅速降低,当c(HNO3)=0.01mol/L时,Kd≈6×103 mL/g,而当c(HNO3)=0.1mol/L时,Kd值仅为6mL/g,降低了3个数量级;Na+、K+的含量对Kd值的影响较小,随其浓度增加Kd值缓慢降低,但Co2+、Ca2+对锶的Kd值具有较大的影响,随离子浓度增加Kd值快速减小。该吸附剂对模拟和真实放射性废液的90Sr动态去除实验结果表明,其对锶具有很好的吸附性能,可用于去除放射性废水中的90Sr。