反应堆压力容器内部大尺寸环形异种金属焊缝残余应力分布研究

获得反应堆压力容器内部大尺寸环形异种金属焊缝残余应力分布可为反应堆压力容器结构设计和制造工艺优化提供指导,通过设计和制造能够代表产品焊接结构形式的镍基合金和低合金钢异种金属焊接结构模拟件,采用轮廓法测试焊接结构模拟件内部纵向残余应力,采用有限元法模拟计算焊接结构模拟件横向和纵向残余应力,获得了整个异种金属焊接接头残余应力分布特征。结果表明:焊缝区域内部纵向残余应力为拉伸应力,峰值应力达到500 MPa左右,并且表层应力大于内部应力,峰值应力出现在距下表面3 mm和24 mm位置;横向残余应力在焊缝区域从上表面到下表面的分布为拉应力-压应力-拉应力,压缩横向残余应力峰值达到?300 MPa,出现在距下表面约18 mm位置。本文研究可为焊接结构设计提供理论指导。      

辐照后的铝焊缝残余应力的中子衍射测量

利用中子衍射方法测量分析退役后的反应堆部件上铝焊缝的残余应力,研究反应堆辐照对铝焊缝残余应力的影响。测量结果表明:最大残余应力位于热影响区;反应堆辐照剂量越大,铝焊缝部位的残余应力由压应力变化为张应力的震荡越大;远离焊缝位置,辐照后样品的应变不为零。     

铍环电子束焊接温度场和应力场的有限元分析

采用ADINA/ADINAT对铍环电子束焊接过程的温度场和应力场进行了有限元分析 ,结果表明 :铍环焊接过程中焊缝外表面最高温度达 2 73 4℃ ,内表面最高温度仅 3 78℃ ,位于外止口铍钚一侧 ;铍环电子束焊接后 ,在焊缝附近 2 0mm范围内焊接残余应力较大 ,焊缝处于复杂的三维应力状态 ,焊缝根部的残余应力达到最大 ;内外止口铍环由于结构差异 ,焊接残余应力分布并不完全相同。     

蒸汽爆炸载荷下压力容器和主管道力学分析

针对华龙一号反应堆压力容器（RPV）,研究其在假设蒸汽爆炸载荷下RPV和主管的力学响应。通过建立有限元模型并根据瞬态结构分析方法开展数值分析,得到了RPV和主管道的变形、应力和应变结果。计算结果表明：RPV在600、800、1000℃下的失效载荷分别为1/20、1/50和1/100设计载荷;最大等效应力/应变均位于接管附近;主管道大部分区域应力未超过管道屈服应力。本研究可为RPV极端载荷下的结构完整性分析提供技术支持。     

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。     

基于模拟件-产品件方法研究反应堆压力容器顶盖与多个CRDM管座焊接残余应力

提出模拟件-产品件有限元数值计算方法研究反应堆压力容器(RPV)顶盖与多个控制棒驱动机构(CRDM)管座焊接的残余应力分布。进行模型件制造和试验测试,获得温度循环、残余应力等数据,针对模拟件残余应力进行数值计算,以试验数据标定模拟件模型和算法并进行优化,最后将优化算法和模型应用于产品件的数值计算。将该方法用于包含2个非中心孔位置J型焊缝的RPV顶盖产品件焊接残余应力算。结果表明:模拟件-产品件的研究方法可应用于核电大型焊接结构的残余应力高效数值分析,CRDM管座焊缝之间的应力叠加效果不明显。     

反应堆压力容器直接安注热分布特性研究

我国非能动系列压水堆将应急冷却系统冷却水的注入管道直接连接于压力容器上,与传统的冷管段安注不同,这种安注方式被称之为反应堆压力容器直接安注。本文以安注条件下的反应堆压力容器为研究对象,采用物理实验与数值分析结合的方法,对安注流体在压力容器表面形成的热分布形态进行研究。研究发现,不同于传统的主管道冷段斜接管安注方式,直接安注条件下安注流体在下降环腔中的分布形态接近于等腰三角形。以实验结果为基础,结合数值计算验证,发现了压力容器热分布角与流速比成正比关系,并进一步提出了安注流体分布计算模型,从而为反应堆安全设计提供参考。      

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。     

贯穿件J形坡口焊接残余应力分析

核电站反应堆压力容器(RPV)顶盖控制棒驱动机构(CRDM)管座J形坡口焊缝在一回路高温高压水环境下存在应力腐蚀开裂(SCC)的风险,而焊接残余应力是SCC的主要驱动力。使用二维轴对称模型有限元方法对CRDM中心管座J形坡口进行焊接残余应力分析。为了探索一种简单、高效和保守的方法,研究了热源简化、焊缝形状简化、屈服强度、相变和强化行为对焊接残余应力的影响。结果表明:双椭球热源与均匀热源得到的残余应力结果基本一致;焊缝形状由鱼鳞状简化为方块模型对焊接残余应力结果影响不大,但是与合并焊道的结果相差较大;采用低屈服强度得到的残余应力结果并不保守;在ANSYS软件中,固液相变对残余应力结果影响不大;等向强化模型的结果比随动强化模型的结果保守;在工程上,建议采用均匀热源、方块焊道模型和等向强化模型进行焊接模拟。     

液氢溅射到冷中子源真空筒内壁的热应力分析

反应堆冷中子源是将反应堆热中子转换为能量0.1-5meV间的冷中子装置。冷源正常运行过程中,如包括慢化剂室的低温液氢回路发生液氢泄漏、溅射到真空筒内壁上,会在溅射区域形成热应力集中现象。通过有限元应力分析与计算发现,当溅射区域1.0cm2时,真空筒壁产生最大热应力为195MPa,当溅射区域为5mm×5mm时,最大热应力为213MPa。计算结果表明,液氢溅射到真空筒内表面时,真空筒壁的最大应力均小于其材料的应力限值,这样就不会对真空筒的结构完整性构成威胁。     

脉冲堆堆水池的建造

堆水池的建造质量对脉冲堆的安全起着重要作用。在堆水池的建造过程中,通过对不同的砼配比进行试验,以普通砼代替了重砼。另外,在砼的浇灌时还采取了一系列措施,保证了水池的精确定位与不变形。建造质量符合设计要求。     

Reactor Noise Analysis of Swimming Pool Type Reactor

Reactor power frequency spectrum measurements at various power levels (0.2 W, 1 W, 5 W, 100 W, 500 W, 5 kW and 100 kW) were made with HTR** (swimming-pool type). A low frequency AC amplifier, a magnetic tape recorder, a frequency selective amplifier with twin-T filters, a multiplier, and an integrator were used. Speed-up and speed-down techniques of tape recorder were convenient for extending the frequency range of the analysis.

The measured frequency spectrum of reactor noise determined the modulus of zero power transfer function, and indicated a prompt neutron mean life time of (7.58±1.58) × 10^-5 sec based on an effective delayed neutron fraction of 0.0082. The calculations were made with a HIPAC-103 computer. At higher power, some resonance peaks were found in the low frequency region. The absolute value of reactor power obtained by noise analysis agreed within 3% with the power meter indication at the power below 5kW.     

10MW研究堆堆芯热工水力设计

简述１０ＭＷ研究堆堆芯热工水力设计的准则，设计基础和ＣＴＳＡ程序特点。经ＣＴＳＡ程序计算得：在正常运行、运行暂态和可预期事故工况下，燃料元件表面不会发生偏离泡核沸腾，元件芯块最高温度为１１４．９５℃，小于设计限值４００℃，在稳态额定工况下，堆内不会出现过冷沸腾；堆芯冷却剂平均流速３．２ｍ／ｓ小于临界流速，设计满足了有关安全准则要求，并为可预期的事故工况窗有足够的安全裕量。     

Reactor core design of Gas Turbine High Temperature Reactor 300

Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI) has been designing Japan’s original gas turbine high temperature reactor, Gas Turbine High Temperature Reactor 300 (GTHTR300). The greatly simplified design based on salient features of the High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) with a closed helium gas turbine enables the GTHTR300 a highly efficient and economically competitive reactor to be deployed in early 2010s. Also, the GTHTR300 fully taking advantage of various experiences accumulated in design, construction and operation of the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) and existing fossil fired gas turbine systems reduces technological development concerning a reactor system and electric generation system. Original design features of this system are the reactor core design based on a newly proposed refueling scheme named sandwich shuffling, conventional steel material usage for a reactor pressure vessel (RPV), an innovative coolant flow scheme and a horizontally installed gas turbine unit. The GTHTR300 can be continuously operated without the refueling for 2 years. Due to these salient features, the capital cost of the GTHTR300 is less than a target cost of 200,000 yen (1667 US$)/kW e, and the electric generation cost is close to a target cost of 4 yen (3.3 US cents)/kW h.

This paper describes the original design features focusing on the reactor core design and the in-core structure design, including the innovative coolant flow scheme for cooling the RPV. The present study is entrusted from the Ministry of Education, Culture, Sports, Science and Technology of Japan.     

西安脉冲反应堆

西安脉冲堆是我国设计、建造的第一座实用性多功能脉冲反应堆。它具有固有安全性高、用途广泛、结构简单及运行维护方便的特点；既能稳态运行，又能以脉冲或方波方式运行，稳态额定功率2MW，最大脉冲峰功率4200MW。西安脉冲堆设置有多种实验辐照装置，可以辐照生产放射性同位素，进行中子活化分析、中子照相、单晶硅中子辐照掺杂、材料辐照加工及辐照试验研究。开展核物理、中子物理、放射化学等科学理论研究以及人材培训。近2年的试运行和实验应用表明，西安脉冲推已经展现出良好的应用特性和广阔的应用前景。     

5MW低功率堆堆本体结构抗地震分析

用谱分析法分析了低功率堆堆本体抵御七度和八度地震的能力,并与实验相结合,讨论了基础对结构动力特性的影响。将基础考虑为弹性支撑,求出结构在实际状况下的响应。并用此结果校核了地脚螺栓的强度。最后评述了堆本体的抗地震能力。     

我国的快堆技术发展和实验快堆

随着我国核电技术的发展,自主研制钠冷快中子增殖堆十分必要。本文介绍了我国在研究开发快堆技术方面的历史和实验快堆的设计原则、设计简介和安全特性。