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。      

焊接残余应力对PWR压力容器脆断的影响

通过分析综合有关焊接残余应力的试验和理论计算以及脆断评定资料,讨论了 PWR 压力容器安全评定中应采用的焊接残余应力值的大小;同时还给出了计算表面裂纹弹性应力强度因子的方法。     

核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发

根据IAEA系统化老化管理的理念和USNRC以执照更新为核心的老化管理方法出发,论述了核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发中需要考虑的要素.从法规体系、设备老化管理的基本要求、主要老化机理分析、文件体系审查及两种老化管理模式的适用性等角度,全面叙述了反应堆压力容器老化管理大纲开发中涉及的内容.以典型核电厂反应堆压力容器为例,给出老化管理大纲的工程应用实例.     

反应堆压力容器接管边缘应力区局部减薄处应力强度特征

用ANSYS有限元分析软件对反应堆压力容器接管边缘应力区应力强度进行了模拟分析.给出了接管边缘应力区简体的薄膜应力强度、薄膜 弯曲应力强度以及减薄区应力集中系数随减薄区尺寸大小及其位置等因素的变化规律.分析得出:最大薄膜应力强度随着减薄区长半轴的增大呈外凸形增大,随着减薄区深度的增大呈直线形增大,随着减薄区离不连续区距离的增大呈内凹形减小;最大薄膜 弯曲应力强度随着减薄区长半轴的增大基本保持不变,随着减薄区深度的增大呈直线形增大,随着减薄区离不连续区距离的增大呈内凹形减小;应力集中系数随着减薄区长半轴的增大呈内凹形减小,随着减薄区深度的增大呈直线形增大,随着减薄区离不连续区距离的增大呈内凹形减小.     

核电厂反应堆压力容器顶盖开关的过程控制

对于核电厂的建设和维护,反应堆压力容器顶盖开关工作是一个关键、繁琐且容易被人忽视的工序。很多的核电厂建设往往由于对此不够重视而吃尽苦头。恰希玛核电站二期项目（简称C2项目）,由于准备得相对充分,所以在这方面取得了一定的成果,这其中有很多做法和经验值得总结和借鉴。     

秦山二期600MW反应堆冷却剂系统主管道安装焊接

本文以秦山二期600MW反应堆冷却剂系统主管道的安装、焊接为例。详细论述了主管道安装、焊接的技术要点。并对反应堆冷却剂系统主管道的安装顺序、安装技术要求、焊接质量检验方法以及焊接变形控制等方面给予了详细的阐述。本文对核电厂反应堆冷却剂系统主管道安装、焊接的质量控制具有指导作用。     

CPR1000核电厂核反应堆压力容器应力分析

本文所计算的核反应堆压力容器是保证核安全的一道重要屏障,因此,要参照相应的规范和标准对其进行强度方面的分析和校核.通过有限元软件ANSYS建立压力容器的三维模型,计算压力容器在设计工况以及试验工况下,在压力、温度、堆内构件重力和接管载荷等各种载荷作用下的应力强度,并严格参照规范标准RCC-M B篇规定的各种工况下的应力准则,对压力容器进行强度评定.评定的结果表明,压力容器在计算的几类工况下,均符合规范标准RCC-M的强度要求.本工作的计算和分析也为我国核工业未来的设备设计制造走上国产化、标准化奠定了一定的基础.     

核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接

以秦山核电二期工程为例,论述了核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接技术及质量控制要点,并对反应堆冷却剂系统主管道的安装顺序、安装技术要求、焊接质量检验方法以及焊接变形的控制等方面给予了详细的阐述,对核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接及质量控制具有借鉴作用。     

反应堆冷却系统主管道疲劳暨最小壁厚分析方法研究

采用有限元法替代温度场差分方程计算温度瞬态在主管道壁厚方向上的温度分布,将温度计算结果与标准规范的计算公式相结合,从而求解各瞬态交变应力幅,以最终完成先进压水反应堆冷却剂主管道疲劳评定;通过疲劳求解的计算方法研究,提出最小壁厚的优化算法的迭代求解流程,可以依此通过编程最终实现疲劳评价和最小壁厚求解。     

HTR-10反应堆压力容器筒体纵缝成形性能试验

介绍了10MW高温气冷实验堆反应堆压力容器的结构特征和主要技术参数。阐述了压力容器筒体纵缝的焊接工艺和筒体成形工艺，针对筒体纵缝成形进行了焊接和成形试验．对成形后焊缝的主要力学性能进行了试验。结果表明：纵缝成形并热处理后，较低的成形应变率对力学性能的影响程度较小。     

反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝热老化脆化行为研究

对反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝温度监督样品的热老化脆化行为进行了研究。焊缝属于压力容器的薄弱环节,服役时间最高达120 430 h（服役温度归一化到300 ℃）。3批次的焊缝监督样品冲击实验表明,焊缝材料在热老化过程中发生了脆化。通过研究发现,金相组织和显微维氏硬度在热老化期间未发生明显的变化,表明在热老化过程中不存在硬化脆化机制。断口分析及扫描俄歇纳米探针研究表明,晶界发生了P的偏析,弱化了晶界结合力,因此,反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝在热老化过程中发生了由杂质元素P偏析引起的非硬化脆化。     

反应堆压力容器内壁面异种金属焊接缺陷的修复及力学评价

某核电站反应堆压力容器(RPV)制造期间超声检测（UT）显示,顶盖法兰内壁面堆焊层熔合线附近出现大范围连续焊接缺陷,环向跨度大于8°,造成大范围低合金钢母材减薄。针对上述缺陷的产生开展了根本原因分析,结合技术现状给出补焊不锈钢的修复方案并展开详细的力学评价,从应力、疲劳和密封角度分析该缺陷对RPV性能的影响,论证了该修复方案的可行性。补焊不锈钢方案已得到工程应用,可为工程上类似问题的处理提供借鉴。     

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.     

管道布置对核电站主系统抗震性能的影响

核电站反应堆冷却剂系统地震分析是核电设计中一项十分重要的工作.主管道布置对系统的抗震性能有一定影响,本工作利用数值计算方法对该问题进行初步研究分析,得到了对实际工程有参考意义的结论.     

Direct-Flow Channel Reactor with Supercritical Coolant Pressure

The concept of a direct-flow channel reactor with supercritical-pressure water (CR-SCP) is presented. Neutron-physics, thermohydraulic, and strength calculations are used to substantiate the fundamental core design with a heavy-metal moderator which at supercritical pressure is competitive with other modern reactor designs with respect to fuel-cycle indicators. Two types of fuel-element and fuel-channel structures are examined. It is shown that fuel elements based on micropellets and a metal matrix are highly reliable and have higher operating characteristics (burnup, service life, geometric stability, and so on) than fuel elements with uranium-dioxide fuel. A CR-SCP design and the technological scheme of a power-generating unit are presented, and the systems which are required to ensure normal operation and safety are determined. The main technical-economic indicators of a power-generating unit with installed electric power 850 MW are estimated.Journal variant of a report presented at the International Scientific and Technical Conference on Channel Reactors: Problems and Solutions, October 2004, N. A. Dollezhal’ Scientific-Research and Design Institute of Power Engineering, Kursk Nuclear Power Plant.__________Translated from Atomnaya Energiya, Vol. 98, No. 4, pp. 243–53, April, 2005.     

Pressure and Coolant Mass Changes Diagrams for Vessel Blowdown

To provide a simple and efficient method to analyze blowdowns, generalized diagrams were provided which showed the changes of pressure and residual coolant mass on a dimensionless time scale. The dimensionless group π₀ was a parameter of the blowdowns shown in the diagrams which was given by the ratio between the energy increase rate due to heat generation and the decrease rate of the total internal energy due to coolant discharge through the break. The pressure and coolant mass changes drawn in the diagrams were obtained by analysis of the lumped energy and mass balances equations. The analysis for the subcooled water system indicated that the state change of the subcooled water during blowdown was approximated by an isothermal change. A comparison of the analytical and test results for the Two Bundle Loop showed good agreement in the pressure changes except at low pressure. Blowdowns with 0≤π₀≤1.0 were included in the diagrams for the two-phase mixture discharge and blowdowns with 0≤π₀≤0.1 for the vapor discharge which covered typical BWR conditions. Correlation lines were also given in the diagrams which converted the changes in dimensionless time into those in real time.     

反应堆压力容器管座过盈量对应力的影响研究

基于厚壁圆筒计算公式,给出配合面径向压力与过盈量的关系式;基于最大剪应力理论,给出了管座、管孔的应力强度的计算式;并以反应堆压力容器管座为例,采用理论公式、有限元方法分别进行了计算。计算结果表明,理论公式满足工程精度要求,可为过盈量的选取提供技术支持。