反应堆压力壳(RV)螺栓孔检查设备的研制

介绍了一种新型的能在高辐射环境下工作的全自动检查反应堆压力壳法兰主螺栓孔螺纹缺陷的设备一螺纹检查机器人。对检查设备的性能参数、技术难点进行了分析。     

反应堆压力容器主螺栓孔涂覆设备研制

针对现有反应堆压力容器(RPV)主螺栓孔润滑存在的问题,提出了一种采用小口径出油管供油、阵列排布的刷毛旋转涂刷的涂覆方法,详细设计和研制了主螺栓孔抗咬合剂涂覆设备。该设备的试验验证结果表明,螺孔涂覆设备可将抗咬合剂均匀、完整地涂覆在主螺栓孔的螺纹表面,可有效增加螺纹副之间的润滑,降低螺纹损伤的风险。     

核电厂反应堆压力容器主螺栓超声检测方法研究

超声检测技术对主螺栓进行体积性检查是主螺栓在役检查实施的最佳途径。介绍主螺栓从中心孔内侧和螺栓端部执行检测过程中的试块设计、仪器选型、线缆选择及降噪处理、探头设计选型、信号识别分析以及缺陷信号评定、缺陷定位和测长等技术,该技术能有效检测出螺栓螺纹区和光杆区0.5 mm深的缺陷,信噪比可达12 dB以上,缺陷轴向定位精度可达±1 mm,周向定位精度可达±2 mm,完全满足相关规范标准和工程现场的实际应用需求。     

核电厂鼓型滤网螺栓孔变大原因分析及处理

中核核电运行管理有限公司秦山第二核电厂8台鼓型滤网均不同程度地出现螺栓孔拉长(呈椭圆)变大问题,导致鼓型滤网结构强度急剧下降,存在失效的风险。分析认为:电偶腐蚀和螺栓松动是导致鼓型滤网螺栓孔拉长变大的根本原因。根据此分析结论,通过对鼓型滤网轮毂整体进行全面防腐,组合紧固件的检修方式,彻底消除了鼓型滤网轮毂螺栓孔拉长变大的隐患,有效地提高了鼓型滤网的运行可靠性。     

螺栓加载拉伸技术的应用

主要介绍了直径较大的螺栓实现预紧的一种新方法－螺栓加载拉伸技术，讨论了螺栓加载拉伸技术原理，拉伸量计算方法，螺栓拉伸实现的步骤及校验的方法，这种技术对设备损伤小，密封组受力均匀，从而使容器密封的可靠性大大提高。     

核电厂主螺栓超声检测与信号分析

依据RSE-M标准需要定期对核电厂反应堆压力容器（RPV）主螺栓进行超声检测,为了保证主螺栓螺纹区及光杆区不同深度刻槽的超声检测灵敏度,本文对检测工艺进行声场仿真计算,分析与判断数据采集中的相关信号与非相关信号,并重点分析裂纹信号的特征,验证了超声工艺的可靠性。结合现场实施案例,通过45°横波端角反射率高的特性,综合其他检测方法如涡流和渗透检测对缺陷性质进行判定,可有效确定异常信号。      

反应堆压力容器主螺栓粘扣问题的分析与处理

基于反应堆堆压力容器主螺栓的结构及其工况,提出一种均载的、安全系数高的削峰均载螺纹结构。建立大螺栓螺纹连接的数学模型进行限元分析,并与普通螺纹结构比较,验证了该结构的可行性。解决现在的压力容器主螺栓连接结构在使用一段时间后的粘扣现象,使得压力容器主螺栓连接具有更高的安全性、可靠性以及更长的寿命。     

AP1000核电厂主泵法兰螺栓在役检查系统开发

AP1000核电厂反应堆主泵法兰螺栓是在役检查重要监督项目之一,目前国内尚无针对该部件的在役检查系统及应用案例。本文结合AP1000主泵法兰螺栓结构特点、现场高剂量环境及复杂检查条件分析,设计开发了一套从螺栓中心孔内壁实施超声检测、适用于在役检查要求的主泵法兰螺栓在役超声检查系统。主泵模拟体上的调试试验结果表明,该系统可实现周向运行、垂直方向避障、专用超声探头与螺栓孔精确对中调节等功能,进而实现对主泵法兰螺栓的超声扫查。工程应用结果证明本系统满足AP1000核电厂主泵法兰螺栓在役检查现场要求,具有较高的可靠性和良好的适用性。      

核电厂反应堆容器主螺栓-螺孔配合间隙分析与控制

反应堆压力容器主螺栓旋入过程中,主螺栓与主螺孔的配合间隙不但与主螺栓的旋入转速值和相对主螺孔的对中精度有密切的关系,而且关系到主螺栓卡涩后能否被有效取出及主螺孔表面是否被破坏。通过对螺纹副配合间隙与相关因素的定量分析,给出了主螺栓旋入时的转速选择和对中要求的具体数值。为了获得稳定的、理想的螺纹副配合间隙,不但应从螺纹副制造端加以控制,还须在装配阶段进行配对优化。     

浅谈反应堆压力容器主螺栓孔扩孔修复的核安全审查

介绍了国内外处理严重损伤螺栓孔修复的技术概况，结合国内处理反应堆压力容器主螺栓孔不符合项的核安全审查，给出了核安全审查中应关注的方面以及力学评价存在的问题，以期望对后续的核安全审查有借鉴意义。     

HTR-PM螺栓拉伸机无测量杆螺柱预紧力标定试验研究

为了解决高温气冷堆示范工程（HTR-PM）无测量杆螺柱预紧力的控制问题,保证反应堆一回路压力边界的法兰密封,需要对无测量杆螺柱的预紧力进行标定。以HTR-PM中 M56无测量杆螺柱为例,采用液压拉伸机对其进行标定试验,找到螺栓拉伸机拉伸预紧力与螺柱残余预紧力的关系曲线;分析了螺栓拉伸机拉伸前后导致螺柱残余预紧力下降的原因,再通过材料力学本构关系,建立了螺栓拉伸机拉紧力与螺柱回弹后残余预紧力的理论关系式。结果表明,试验获得的螺柱联接体系中的残余预紧力及螺母旋紧前的预紧力关系式都与理论分析比较接近;螺栓拉伸机相同出力下,实际设备管嘴法兰螺柱的残余预紧力会比标定值大,但这更有利于法兰面的密封。      

基于单变量求解方法的华龙一号内置换料水箱过滤器的设计和研究

为了解决华龙一号（HPR1000）事故后安全壳内置换料水箱（IRWST）过滤器设计中的压降求解问题,本文提出了一种单变量求解IRWST过滤器压降的方法,通过在过滤模块和汇流槽之间增加阻力部件,将IRWST过滤器压降求解中的多组变量转化为阻力部件的流通面积这一单组变量,实现了IRWST过滤器的压降求解。结果表明:采用单变量求解方法,可使每个过滤模块的碎渣量和流量相同,通过对IRWST过滤器的压降值计算,可确定IRWST过滤器的初步过滤面积;通过碎渣压降试验对IRWST过滤器的初步过滤面积进行了验证,其结果满足安全系统的设计要求。      

秦山核电厂反应堆压力容器水压试验应变测量与分析

对秦山核电厂反应堆压力容器出厂水压试验测点布置作了说明,与一回路系统水压试验位移测量的主要结果作了分析对比,给出了实测载荷与主螺栓测试数据,讨论了表征密封性能的法兰转动,认为出厂水压试验此项结果有错.     

Apparative developments for inservice inspections of reactor pressure vessels

Inservice inspections of primary circuit components are important preventive measures to guarantee nuclear power plant integrity, satisfying simultaneously reactor safety and economy in plant operation. Emphasizing pressurized water reactor pressure vessel (RPV) inspections, recent developments of new generations of automated and mechanized ultrasonic inspection equipment are presented. Starting from general equipment design and inservice implementation criteria, specific examples are given. Main attention is directed to equipment realization of phased array and ALOK inspection techniques, especially in their combination. Refined aspects of subsequent computer processing and evaluation of defect detection data are described. Analytical features and potential for further developments become evident. Remote controlled RPV inspections are stressed by describing a new generation of central mast manipulators, forming an integral part of total inservice inspection system.     

Reactor pressure vessel design of the high temperature engineering test reactor

The reactor pressure vessel (RPV) of the HTTR is 5.5 m (inside diameter), 13.2 m (inside height), and 122 mm (shell thickness). The RPV contains core components, reactor internals, reactivity control system, etc.2 1/4Cr–1Mo steel is chosen as the material for RPV. The temperature reaches about 400 °C at normal operation. The fluence of the RPV is estimated to be less than 1 × 10¹⁷ n/cm² (E > 1 MeV) and so irradiation embrittlement is negligible, but temper embrittlement is not negligible. For the purpose of reducing embrittlement, content of some elements must be limited in the 2 1/4Cr–1Mo steel for the RPV; embrittlement parameters, J-factor and are used.In this paper, design and structure of the RPV are reviewed first. Fabrication procedure of the RPV and its special feature are described. Material data on the 2 1/4Cr–1Mo steel manufactured for the RPV, especially the embrittlement parameters, J-factor and , and nil-ductility transition temperatures, T_NDT, by drop weight tests, are shown. In-service inspection and results of R&Ds are also described.     

疲劳强度减弱系数与应力集中系数在螺纹疲劳分析中的应用研究

以反应堆压力容器（RPV）为例,给出主螺栓螺纹的疲劳强度减弱系数（K_f）与应力集中系数（K_t）之间的理论关系、K_f与K_t的合理取值范围、工程上的等效判定方法以及在疲劳分析中的使用方法,并采用特定K_f值给出疲劳分析算例。明确了两者的概念及区别,在高强度钢材料螺纹结构的应用方面给出意见及范例,可为工程上螺栓选取及结构设计提供借鉴。      

田湾核电站反应堆压力容器承压热冲击分析

反应堆压力容器(RPV)是核反应堆中不可替换的关键设备。田湾核电站在役前检查阶段,发现反应堆压力容器2#焊缝存在超标缺陷,2#焊缝处于堆芯筒体段,属强辐照区。为评价该缺陷的可接受性,采用有限元方法对反应堆压力容器2#焊缝进行了承压热冲击分析,在分析中考虑了小破口失水事故和安全阀误开启这两种最严酷工况。计算结果表明:有限元分析的结果与外国专家推荐方法的计算结果基本吻合,且田湾核电站反应堆压力容器2#焊缝寿期末的脆性转变温度小于最低容许脆性转变温度,能满足防脆断的设计要求。     

反应堆压力容器老化敏感性分析方法

结合近期开展的大亚湾反应堆压力容器老化分析及大纲编写工作,归纳总结了反应堆压力容器老化敏感性分析方法,提出了较为明确的表单化的老化分析流程,可以为相关的老化分析与评价活动提供借鉴.     

严重事故下反应堆压力容器下封头耦合烧蚀传热分析

核电站严重事故发生后,反应堆压力容器（RPV）固壁在熔池作用下会发生烧蚀、减薄。开展RPV下封头耦合烧蚀传热分析对堆坑注水有效性论证和RPV剩余壁厚确认有重要的理论指导意义。本文以CPR1000反应堆压力容器为研究对象,在FLUENT 17.2平台下,基于动态网格方法和UDF二次开发,构建了综合考虑RPV固壁瞬态烧蚀与导热、RPV内壁热流密度再分布及RPV外壁过冷沸腾的全耦合计算模型,获取了9 000 s内的堆坑两相流场分布和RPV固壁烧蚀温度场,分析确定了最小剩余壁厚和发生位置。结果表明：使用动态网格捕捉壁面烧蚀的方法可行,本文全耦合计算模型在分析RPV固壁瞬态烧蚀过程方面有一定优势。