反应堆压力容器C形密封环循环松弛特性研究

反应堆压力容器C形密封环由3层结构组成,在实际服役过程中,各层结构间相互作用机理复杂,多次压缩-回弹循环后,密封结构有循环松弛现象出现,导致密封性能衰退。针对上述循环松弛现象进行了实验研究,获得了C形密封环密封性能随循环次数的衰减规律,研究了其循环松弛特性;通过理论模拟计算分析获得了循环松弛规律的总回弹量、有效回弹量、工作点线载荷等特征量;通过实验与理论模拟计算结果的对比,揭示了制造工艺对循环松弛特性的影响规律。本文研究可用于指导C形密封环的服役性能评价及制造工艺控制和优化。      

反应堆压力容器密封环国产化替代研究

C型密封环是保证反应堆压力容器顶盖与筒体密封的核心部件,其密封性能直接关系到核电厂安全稳定运行。长期以来,C型密封环制造技术被外国公司垄断,单套售价高,供货周期长。通过密封特性试验、氦气检漏试验、水压试验和冷热循环试验,验证了国产C型密封环具备商用条件。通过功能影响分析论证了国产C型密封环的等效性。核电厂严控国产C型密封环安装质量,并通过在役水压试验、运行试验验证了国产C型密封环的性能,实现了国产C型密封环商用。     

反应堆压力容器密封环国产化替代研究

C-ring is the core part for seal of the reactor pressure vessel top cover and cylinder, and the sealing performance is directly related to the safety and stably operation of the nuclear power plant. For a long time, the manufacturing technology of C-ring was monopolized by foreign company, with high price and long supply cycle. It is verified that the C-ring made in China fulfill the commercial application, through sealing properties test, helium leak detection test, water pressure test and thermal-cold cycle test. The functional impact analysis proved the equivalence of the domesticated C-ring. The installation quality of domestic C-ring was strictly controlled in nuclear power plant, and the performance of the domestic C-ring was verified by the in-service hydraulic test and the running test.     

CPR1000反应堆压力容器密封性能模拟技术研究

压水型核反应堆压力容器的密封性能是保证核电厂安全运行的关键因素之一。为了探索反应堆压力容器密封性能的数值模拟技术,本文建立了CPR1000反应堆压力容器(RPV)密封结构的热弹塑性三维有限元分析模型,考虑了运行期间的载荷及载荷组合,得到了反应堆压力容器在升温、运行和降温瞬态过程中上下法兰的轴向分离量、径向滑移量以及螺栓载荷等。分析结果表明热弹塑性三维有限元密封分析模型能够较好地模拟密封结构的性能。     

反应堆压力容器的密封分析技术

反应堆压力容器内的冷却剂具有压力高、温度高、放射性剂量高等主要特点,保证压力容器的密封性能对整个核反应堆系统安全运行至关重要.本文针对密封结构的密封性能分析方法与技术进行了研究,包括螺栓预紧、弹塑性接触、热与结构的耦合分析技术等,完成了反应堆压力容器的三维弹塑性密封分析技术研究,全面地考虑了结构承受的各种载荷,实现了结构接触面之间有摩擦的弹塑性接触和接触传热问题的模拟.该分析方法弥补了专用密封分析程序适用范围狭小以及分析过程的烦琐等小足,较目前通用的二维密封分析技术考虑的因素更加全面.该技术已成功应用于工程设计中的压力容器设计与分析.     

岭澳核电站二期反应堆压力容器技术改进

介绍岭澳核电站二期反应堆压力容器(RPV)技术改进,包括采用堆芯一体化筒体和整体顶盖结构、控制辐照敏感元素含量、降低堆焊层材料钴含量、改进径向键材料和焊缝金属材料、增加辐照监督管数量等措施,并分析RPV技术改进对设备性能、工程建设和运行维修的影响及带来的优势。     

反应堆压力容器密封系统瞬态热弹塑性接触的高效解法

本文在自行开发的三维瞬态密封分析程序的基础上,采用弹塑性小变形问题的非线性求解方法、接触问题的混合求解算法、接触传热有限元混合法、线性方程组求解器等方法,提高了计算效率,并对三维瞬态密封分析程序中相应的计算和分析模块进行了修改和补充。应用改进后的分析程序对压力容器模拟体进行密封分析,计算效率提高了一倍以上。     

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。     

两种不同密封面结构反应堆压力容器的密封性能对比研究

反应堆压力容器(RPV)密封面结构是影响RPV密封性能的重要因素。建立2种不同密封面结构的RPV三维有限元模型,研究其对RPV密封性能的影响,并得到上、下法兰轴向分离量以及主螺栓载荷等分析评价RPV密封性能的关键指标,同时,对比分析2种密封面结构形式的安全裕量,为优化RPV密封面结构设计提供理论依据。     

压水堆核电厂压力容器C型密封环安装专用工具设计和研发

秦山第二核电厂在换料大修更换压力容器C型密封环时,主要过程目前为人工操作。本文分析了当前工艺存在的问题和隐患。设计专用工具用于C型密封环安装,实现对C型密封环安装工艺的改进。     

主螺栓断裂对压力容器密封性能、应力及疲劳的影响分析

Base on the mechanics theory and numerical simulation technique, a method to analyze the effect of the main bolt break on the stress, fatigue and seal is studied in this paper, and is adopted to evaluate and analyze the fracture influence of main bolt. The results show that this method is applicable for the analysis of the RPV safety performance induced by one bolt break or several bolts break accident, and for the determination if the nuclear reactor can be operated when similar problems occur.     

反应堆压力容器钢的辐照脆化预测模型研究

对反应堆压力容器（RPV）钢的辐照脆化进行预测是保证核电站长寿期安全运行的重要方法。通过深入分析国外已有RPV钢的辐照脆化预测模型,揭示了已有参数化预测模型的不足,在此基础上建立了新的预测模型PMIE-2012。利用辐照监督数据对PMIE-2012的可靠性进行评价,结果表明,PMIE-2012对RPV钢的辐照脆化预测具有较高的准确性和可靠性。     

反应堆压力容器螺孔及螺栓损伤评价技术

在反应堆压力容器螺栓孔及主螺栓加工制造和安装过程中,经常会由于设备故障或人员操作失误等原因造成螺孔和螺栓损伤,产生不符合项。其中,大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的。本文总结了螺栓孔及主螺栓主要缺陷类型及接受原则,同时针对严重缺陷给出了相应的力学分析方法。     

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。