秦山二期工程反应堆压力容器管座焊接设计和工艺研究

秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有3种类型的管座.重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接没计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响.介绍了焊接工艺中控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施.还根据1#和2#机组压力容器制造经验的反馈,吸取国际上容器设计的先进技术,提出了反应堆压力容器管座焊接变形的控制措施.     

反应堆压力容器CRDM管座设计改进

对控制棒驱动机构(CRDM)管座压力试验后管座内径、垂直度等关键配合尺寸变大问题,基于目前采用的CRDM管座设计结构和制造工艺,从CRDM管座焊缝结构设计、不锈钢材料特性、管座设计强度、压力试验实施等方面对CRDM管座内径尺寸变化和垂直度变化原因进行分析,确定了尺寸变化的原因,并提出效控制关键参数的措施。     

反应堆压力容器快中子注量计算方法研究

依据美国核管会有关压力容器中子注量确定方法的管理导则,在二维SN程序DORT的基础上,通过自行开发X-Y与R-θ坐标系间的中子源转换程序,建立起了一套基于综合法的压力容器三维快中子注量计算方法。NUREG/CR-6453和NUREG/CR-6115基准问题检验结果表明,本文所建立的方法能够提供满足工程精度要求的压力容器注量空间和能谱分布。     

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。     

蒙特卡罗共轭输运法计算反应堆压力容器快中子注量率

为了保证压力容器（RPV）在核电厂寿期内的安全,通过理论方法准确评估其受到的快中子积分注量率非常重要。本文提出了一种应用共轭输运理论解决深穿透问题的计算方法,并将该方法的计算结果与基准题HBR-2给出的实测值及确定论方法的结果进行了比较。结果表明：本文计算结果与基准题给出的实测数据吻合良好,大多反应率计算相对误差小于10%,最大相对误差不超过35%;70%以上的计算结果准确性优于确定论方法,表明本文提出的解决蒙特卡罗深穿透问题的方法是有效且准确的。     

核电厂反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力分析

综述了现有的反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力的测试结果和残余应力选取的实践经验。对于反应堆压力容器环焊缝,残余应力沿壁厚呈余弦分布,其最大值可取为60MPa。对于主管道对接环焊缝,最大残余应力区域通常位于在焊缝中心线且靠近管道外表面,而运行过程中的缺陷常出现在内表面区域,在进行安全性评价时焊缝最大残余应力可取为100MPa。     

压力容器快中子注量有效降低的堆内屏蔽策略研究

压力容器是反应堆不可更换部件,有效降低压力容器所受快中子注量、降低压力容器材料辐照损伤,对确保压力容器全寿期的完整性具有重要意义。为此,本文通过构建典型的压水堆简化模型,采用基于遗传算法的屏蔽优化方法,对反应堆堆内设置不锈钢反射层、设置不锈钢热屏,以及二者的结合等三种堆内屏蔽策略的有效性进行了研究,并形成了相应的结论。最后,将研究的堆内屏蔽策略应用于“华龙一号”反应堆,通过高精度的蒙特卡罗方法分析表明压力容器快中子注量获得了显著的降低,验证了本文提出的堆内屏蔽策略对降低压力容器快中子注量的有效性。     

核电厂压力容器材料在49-2反应堆的辐照技术研究

应用MCNP程序对堆芯建模,计算得出辐照孔道内距堆心底部高25 cm处的中子能谱,结合多箔活化法测量结果,通过SANDII程序解谱得出该位置的快中子注量率;通过相对快中子注量率测量,获得孔道内轴向快中子注量率分布,从而确定辐照时长和辐照方案,使样品辐照达到快中子(E≥1 Me V)注量~6×1019cm-2的技术指标。为完成辐照样品解体,应用ORIGEN2程序计算,获得待解体样品源项;使用MCNP程序对解体时的操作环境进行建模,计算得出不同屏蔽层厚度的γ剂量率数据;与实测结果进行对比,计算结果与实测结果符合较好,证明屏蔽设计有效。本次辐照考验完全满足技术指标。。     

反应堆压力容器密封环有限元模拟技术研究

借助ANSYS的非线性等向强化本构模型,对反应堆压力容器O形密封形环的弹塑性进行有限元模拟。通过密封环3种模拟方式(均布压力、弹簧单元、三维实体)得到的反应堆压力容器分离量结果并进行对比,发现三维实体模拟方式能够有效地降低分析的过余保守性,提高密封分析计算结果精度。     

反应堆压力容器超声波相控阵检测工艺研究

通过对反应堆压力容器（RPV）模拟体建模,研发相控阵（PA）超声波检测技术,以代替常规超声波检测技术,并对2种检测技术的检测能力和定量能力进行对比和评估。验证试验表明,PA超声波检测技术的检测和定量能力满足标准要求,且可大幅度缩减检测时间,具有可观的经济价值。     

反应堆堆芯容器在泄压冲击波作用下的应力分析

１０ＭＷ高温气冷堆是新一代的模块式高温气冷堆。为了分析其堆芯容器在大破口事故下的安全特性,本文研究了堆芯容器在破口泄压冲击波作用下的动态行为,给出了堆芯容器内外两侧的压差瞬变,以及堆芯容器内的应力瞬变,这些数据可为堆芯容器的安全分析和安全设计提供依据。     

10MW高温气冷实验堆反应堆压力容器热电偶贯穿件

介绍了 10 MW高温气冷实验堆反应堆压力容器热电偶贯穿件。热电偶贯穿件用于堆芯部件温度的测量,由贯穿筒体、铠装热电偶组件和焊接保护管组成。采用过渡管结构、激光焊和钨极氩弧焊方法,实现两种壁厚相差甚大的铠装热电偶套管和贯穿筒体的焊接,有效地解决了高温高压下氦气密封的困难。铠装热电偶组件直接贯穿反应堆容器,在容器外采用卡套密封,避免了高温容器内信号的转接。经 ANSYS程序分析计算,热电偶贯穿件的结构设计满足应力强度和抗震要求。经氦检漏试验,热电偶贯穿件泄漏率小于 1× 10－ 7 Pa· m3/s。该热电偶贯穿件现已在反应堆上安装完毕。     

主螺栓断裂对压力容器密封性能、应力及疲劳的影响分析

在理论分析和数值仿真技术基础上,研究并提出了一种主螺栓断裂对反应堆压力容器(RPV)密封性能、螺栓应力及疲劳的影响分析方法,采用该方法对主螺栓断裂影响进行了评价分析。结果表明,该方法适用于分析1根或多根主螺栓断裂情况对压力容器安全性能的影响,可以用于核电厂在运行中发生类似问题时判断反应堆能否继续运行。     

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.     

压力容器CRDM及BMI贯穿件J型焊缝超声波检验技术

1000 MW级反应堆压力容器(RPV)控制棒驱动机构套管以及下底圆中子通量仪表检测管贯穿件(BMI)J型坡口焊缝,由于其结构的特殊性,常规手工超声波检验方法不能对管子与焊缝熔合界面进行检验。通过研究提出了A+B+C扫描自动超声波检测系统的技术指标并对相关要求进行了规定。通过该系统在J型焊缝检验中的实际运用,解决了J型焊缝中对缺陷的定性、定量、定位及伪缺陷识别问题。     

反应堆压力容器外水冷条件下贯穿件完整性分析

严重事敝下堆芯熔融物坍塌到反应堆压力容器(RPV)下封头时,可能造成贯穿件因高温熔融物热侵袭而失效,使压力容器丧失完整性,熔融物进入到反应堆堆腔中,导致熔融物堆内滞留(IVR)失效.在分析贯穿件脱落和熔融物流入贯穿件两种失效模式基础上,分别运用VTA程序和修正的整体凝固模型(MBF)计算贯穿件焊缝的熔化程度、热膨胀产生的摩擦力,估算贯穿件内熔融物流动的距离.结果表明,在成功实施反应堆压力容器外水冷(EVVC)措施条件下,300 MW压水堆核电厂压力容器的下封头不会因贯穿件失效而丧失完整性,堆芯熔融物小能通过贯穿件失效向堆腔迁移.     

反应堆压力容器强度可靠性分析

应用ANSYS有限元程序,采用蒙特卡洛法中的直接抽样法和拉丁方抽样法、响应面法中的中心指数设计抽样法和Box-Behnken矩阵抽样法完成反应堆压力容器强度可靠性分析,给出指定输入条件下压力容器强度的可靠度。结果表明,对压力容器母材可靠度的影响程度由大到小依次为内压、母材许用应力和母材弹性模量;对主螺栓可靠度的影响程度由大到小依次为螺栓材料许用应力、螺栓预紧力和内压。     

核反应堆压力容器可靠性分析

本文介绍了反应堆压力容器可靠性的概率分析方法。其主要内容包括初始裂纹、裂纹扩展、载荷条件和物性参数等的概率分布.     

反应堆压力容器接管嘴内隅角应力强度因子计算研究

本文针对反应堆压力容器接管嘴内隅角,采用含真实裂纹的三维有限元法对温度与压力作用下应力强度因子的计算进行了研究。以某工程压力容器接管嘴内隅角为例,用含真实裂纹的三维有限元法和目前使用的简化工程算法对压力与热载荷作用下的接管嘴内隅角应力强度因子进行了计算,并对两种方法的计算结果进行对比分析。结果表明:当简化工程算法得到的应力强度因子接近规范限值时,应对热载荷引起的应力强度因子进行详细有限元计算,以规避简化工程算法的不保守性给压力容器带来的快速断裂风险。