核主泵齿形联轴器内外齿渗氮表面斑点缺陷分析

核主泵齿形联轴器内外齿渗氮表面出现尺寸3～10 mm、颜色比正常区域略深且金属光泽暗淡的表面斑点缺陷,利用扫描电镜、电子探针、X射线衍射仪,以及维氏硬度计分别对斑点缺陷与正常区域进行了观察和检测,缺陷区域的化合物层厚度和氮浓度均显著降低,显微硬度由HV_(0.25N)6.15 GPa降低至HV_(0.25N)5.10 GPa,解释了渗氮表面斑点缺陷成因并提出了消除措施。     

AP1000核电站海水循环泵可运行性分析

建立了AP1000立式循环泵机组的整机有限元模型，采用响应谱法针对循环泵在设计地震载荷工况下的强度及其动、静部件的变形位移进行了分析，并对该泵在设计地震载荷工况下的结构完整性和可运行性进行了评估。分析结果显示，该泵的1阶横向弯曲振动频率为14.4 Hz，在单位水平激励载荷下，其前4阶振型在模型中的有效质量分数达0.94。在设计地震载荷工况下，作为主承压部件的泵体最大组合应力为203 MPa，叶轮室段壳体最大变形位移不超过1.5 mm，转子部件最大组合应力为 1.7 MPa，最大变形位移为0.8 mm，该系列响应值均在循环泵设计允许范围内，分析结果显示该泵能满足结构完整性和可运行性的要求。     

海水泵泵轴腐蚀原因分析及对策

通过浸泡试验和电化学试验对泵轴材料3Cr13的耐蚀性进行了研究。结果表明,3Cr13、镀铬层在海水中不耐局部腐蚀;且3Cr13的自腐蚀电位比其他海水泵部件低,易受电偶腐蚀。综合分析认为导致4号海水泵泵轴腐蚀的根本原因在于泵轴材料3Cr13在海水中不耐局部腐蚀,并在装配间隙、电偶效应等条件的驱动以及泥沙的磨损作用下,发生缝隙腐蚀、电偶腐蚀和磨损腐蚀,加速了泵轴基体的腐蚀进程,从而导致泵轴因腐蚀而失效。建议改进密封和选用耐蚀性更好的替换材料。     

田湾核电站主泵卡轴事故分析

以田湾核电站为例,使用热工水力瞬态分析程序DINAMIKA-97计算分析WWER1000型核电站主泵转子瞬间卡死事故,给出了主要的计算分析结果。计算结果表明,在该事故工况下各项验收准则均能满足要求。     

13 CEFR一回路主循环泵卡轴事故分析

CEFR是一池式钠冷快中子反应堆，其设计热功率为65MW，试验发电功率为25MW。对于CEFR的安全分析而言，1台一回路主循环泵卡轴事故是典型的失流事故。1台一回路主循环泵发生卡轴，造成这台泵瞬时停止转动，不能为堆芯提供流量，同时，由于这条环路的逆止阀没有关闭，还会造成完好环路泵提供的流量在故障环路中倒流，造成堆芯严重失流，堆芯冷却恶化。使用俄罗斯引进的系统分析程序DINROS对中国实验快堆的1台一回路主循环泵卡轴事故进行分析。     

含矩形缺陷圆柱形管的剩余强度评定方法

磨损是蒸汽发生器传热管一种常见的缺陷类型,磨损缺陷是影响传热管安全性的重要因素之一,需要根据管材的具体结构尺寸,制定适用的结构完整性评价方法。为了确定含矩形缺陷蒸汽发生器传热管的剩余强度,本文针对含矩形缺陷的传热管试样进行了内压爆破试验,并依据试验结果检验和评价了NB20013、BS7910、API579和Janelle规定的含局部减薄缺陷承压构件中剩余强度系数RSF计算式的精度。分析表明:当缺陷深度比a/t≥70%时,按以上方法评价含缺陷管的安全性时都可能偏于不保守。最后,基于BS7910建立了适用于单个矩形缺陷改进型RSF计算式,其计算值既具有很高的计算精度,又具有满意的可靠性。     

含凹坑缺陷结构疲劳寿命的快速估算方法

基于Miner线性累积损伤理论,探讨了含凹坑缺陷结构使用系数与相应的无缺陷结构使用系数之间的计算关系。在S-N曲线数据拟合的基础上,推导了许用循环次数的比值计算式,并以核压力容器常用材料为例,给出了计算式待定常数的取值及适用范围。形成的疲劳寿命估算方法,为含凹坑缺陷结构的快速疲劳分析及评定提供了一种参考方法。     

含缺陷Inconel 690蒸汽发生器传热管的强度及堵管准则研究

针对缺陷对传热管强度的影响以及传热管判废准则问题展开研究,研制了适用于小管径蒸汽发生器传热管极限载荷及爆破压测试的实验装置,对含体积型缺陷及面型缺陷的Inconel 690蒸汽发生器传热管进行了实验研究,并采用有限元法对极限载荷及爆破压进行了估算.在此基础上,研究了传热管的堵管准则,提出了两级评定方法.该评定方法可根据缺陷的深度、轴向及环向长度来综合评价.     

方家山核电厂主泵轴密封水系统运行分析

应用ANDRITZ冷却剂泵轴密封系统功能性试验中所得到的运行数据,分析轴封注入水密封的风险,主泵阀门状态改变对主泵运行的影响,主泵轴密封系统各级参数的变化对主泵启动及运行的影响。结果表明,轴封注入水密封存在一定的运行风险;主系统压力对轴密封注入水的高、低压泄漏流量影响不大;主系统的压力值应高于2.75 MPa时,主泵启动才是安全的。     

反应堆冷却剂系统辅助管道缺陷焊缝疲劳分析与评价

根据某核电厂反应堆冷却剂系统辅助管道核1级焊缝的在役检查结果和施工设计阶段应力分析结果,确定了疲劳分析与评价的典型缺陷焊缝.依据WRC502的实验结果和RCC-M规范,提出了用于疲劳分析的含热(微)裂纹效应的疲劳曲线.在此基础上,对机组运行5 a的瞬变统计次数与设计瞬态次数进行了对比研究,采用优化疲劳分析方法对典型缺陷焊缝进行了疲劳分析与评价.评价结果表明:辅助管道核1级焊缝在核电厂运行10 a内不会发生疲劳失效.     

钛波槽冷却管的疲劳及静载强度分析

在力学参数测试的基础上,对钛波槽管进行了疲劳强度和静载强度分析;对应力集中部位进行了有限元数值计算.通过分析和计算,得出结论:冷凝器在正常运行条件下,钛波槽管能满足疲劳及静载强度要求;各种载荷引起的应力中,由温度差所产生的热应力比较大.为了使冷凝器更安全,有必要在壳体端部装设膨胀节以减小热应力.在合理设计槽形并具有良好的波槽成型工艺下,用钛波槽管作为冷凝器的冷却管是安全的.     

核主泵主轴机械-热耦合疲劳分析

文章研究机械应力与热应力对核主泵主轴疲劳寿命的影响。机械应力分析表明,在正常工况下,单纯的机械荷载不会导致主轴出现疲劳裂纹。文章深入考察了主轴服役环境下的特殊载荷-热冲击导致的热应力。该主轴服役环境存在着一个十分明显的冷热水混合区域,由于该区域的存在使得主轴热应力发生较大程度的应力波动。研究热分析中关键的参数-对流换热系数的变化范围及规律,重点讨论了影响热应力的几个因素:对流换热系数、外界温度、热冲击时间。在温度场分析的基础上,得到了热应力的分布情况。热应力的波动是疲劳裂纹产生的最主要的原因。文章特别考察了对流换热系数对热应力的影响程度指出在一定范围内,减少对流换热系数可以有效地降低热应力从而提高主轴疲劳寿命。     

关于CPR1000核电机组低功率运行停运一台CRF泵的影响分析

文章对北方某核电站机组电功率850MW运行时停运一台CRF泵进行了分析,得出在保证设备可靠的情况下,停运一台CRF泵,机组可以正常运行,增加机组经济效益约6MWh;并对机组满功率时若单列凝汽器海水泄漏,一台CRF泵运行时,机组电功率的运行平台提供了借鉴。     

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。      

反应堆压力容器法兰螺纹应力集中系数分析

采用有限元方法对不同模型、不同单元、不同网格数和不同接触方式下螺纹联接中的力学性能进行分析,得到了不同的理论应力集中系数.结果表明,拉压承载方式下应力集中系数最大,可包络扭转载荷和弯曲载荷;接触方式对应力集中系数影响最大,在绑定接触情况下,网格细化对应力集中系数的影响不大,六面体单元随网格数增加,应力集中系数增大,四面...     

反应堆主泵抗震强度的三维实体模型计算

用有限元方法做泵的强度验算,一般是使用壳单元．泵的厚度为一个固定值本文通过CATIA软件建立了与真实主泵完全一致的三维模型,使用四面体单元对建立的模型划分有限元网格,克服了采用壳体单元的近似,使模型的计算结果更加可靠计算了反应堆主泵的抗震性能．在地震载荷、温度场的作用下,反应堆主泵的最大Mises等效应力为29.9MPa,根据ASME—III ND3400所确定的该材料许用应力极限值132．825MPa,其完全满足相关规范抗震强度的要求.     

Biaxial Fatigue Strength of a Fine-Grained Isotropic Graphite for HTTR

Biaxial fatigue tests on an isotropic graphite IG-11 used in the HTTR were done in the stress regimes of tension-tension and compression-tension at room temperature to evaluate its fatigue strength at the biaxial state. Biaxial fatigue tests at 1,273K in a vacuum were also done in the latter stress regime. Applied stress levels in the longitudinal direction ranged from 75 to 90% of the mean static strength, and in the transverse direction, from 53 to 74% of the mean strength. It was indicated from the tests that (1) the difference in the fatigue strength between the uniaxial and biaxial was observed when the applied stress levels were smaller than about 90% of the mean strength, (2) the biaxial fatigue strength was found to be larger than that for the uniaxial if the biaxial applied stresses were normalized to the mean biaxial static strength, (3) the biaxial fatigue strength at 1,273K was equal to or larger than that at room temperature, (4) the evaluation of the integrity of graphite components in the HTTR, from the aspect of the biaxial fatigue, was believed to be conservative on the basis of the uniaxial fatigue strength and the biaxial static strength.     

核电厂反应堆主泵主轴疲劳可靠性试验与评估

为了获得给定置信度、不同可靠度下的核电厂反应堆主泵主轴材料疲劳可靠性数据,制造了一段内外径尺寸、加工工艺与产品主轴完全相同的模拟轴用于取样,测试了常温光滑、常温焊接、常温缺口、高温光滑、高温焊接、高温缺口6种试样的疲劳寿命;应用可靠性统计方法分别确定了置信度为0.9、0.95时,在不同可靠度下6种试样的疲劳可靠性寿命置信下限方程以及6种试样的可靠性疲劳极限;分析了试样与主轴疲劳寿命的区别与修正方法,利用修正后的试样数据对主轴疲劳失效的薄弱环节进行可靠性评估。结果表明,置信度为0.9、0.95时,主轴在寿期内不发生疲劳失效的可靠度超过0.9999。本研究实现了反应堆主泵主轴疲劳失效更为准确的可靠性评估。      

反应堆压力容器出口接管管嘴缺陷断裂力学分析

采用断裂力学分析方法,对大亚湾核电站反应堆压力容器出口接管管嘴上的一些缺陷进行了疲劳裂纹扩展分析和快速断裂力学分析,且依据规范对计算结果进行了评定,结果表明:此缺陷不会影响安全.