反应堆新燃料组件清洗装置研制

反应堆新燃料组件的表面在生产、贮存及运输过程中可能会附着一些细小杂质和粉尘,而反应堆新燃料组件在入堆前必须保证其表面清洁及干燥,根据该要求,并结合新燃料组件及场地特点,对相应清洗装置开展了方案设计,并对设计方案进行了试验及理论分析,最终研制出了相应清洗装置,并得到工程实践验证.     

反应堆压力容器检测技术应用

简要介绍了反应堆压力容器在实际生产中检测时所采用的相关技术,并对不同检测技术的优缺点进行了概括,对同类产品的检测有一定的借鉴指导作用.     

反应堆压力容器“C”形密封环的研制

介绍反应堆压力容器用C形密封环的主要制造工艺和技术关键,以及冷、热态性能试验等。研制的C形环已达到了设计技术要求,并成功地用于制造M310反应堆压力容器的水压试验考核。     

反应堆压力容器出口接管分析与评定

以AP1000压水堆为例,通过建立反应堆压力容器(含进、出口接管)整体模型,计算并评定压力容器出口结构在设计工况、正常、事故以及试验工况下的应力强度。为今后核电一回路反应堆压力容器分析设计奠定基础。     

民用核电反应堆压力容器制造要点

对反应堆压力容器制造过程中的部分难点,进行了简单的阐述和分析。     

反应堆压力容器压力边界完整性分析

本文就反应堆压力容器所涉及的主要压力边界部位的密封的完整性进行分析,对如何保证这些关键部位的密封及历次出现的问题进行了阐述和分析。     

反应堆压力容器螺栓预紧过程分析

以某核反应堆压力容器制造厂水压试验承载要求为基础,借鉴国内反应堆压力容器水压试验的螺栓预紧经验,采用ABAQUS有限元分析软件模拟该反应堆压力容器的三级预紧过程,分析螺栓预紧后的法兰变形及螺栓载荷变化情况,优化螺栓预紧控制程序。     

反应堆压力容器主螺栓的选材和研究

本文叙述了秦山核电站30万千瓦反应堆压力容器主螺栓材料的选择和研制。对主螺栓用18CrNiWA钢锻件进行了全面性能研究,包括恒应变低周疲劳试验和高温应力松驰试验,使该钢种达到了核用途主螺栓材料的标准。     

反应堆压力容器主螺栓孔修复方案探讨

反应堆压力容器作为核电厂不可更换的机械设备,其主螺栓孔的损伤修复一直是国内外研究的重点。以某核电厂受损的M155×4螺纹为例,考虑沿原螺旋线扩孔修复方案、重新加工新螺纹扩孔修复方案和衬套修复3种方案,并分别从螺纹的强度校核、残余伸长量的影响、密封面积校核等方面对修复方案进行分析评价,结果表明,3种方案在技术上都具有可行性,工程上应综合考虑多种因素,选用切实可行的修复方案,为反应堆压力容器主螺栓孔的修复提供了参考和借鉴。     

核电压力容器用钢的发展及研究现状

介绍了核反应堆压力容器用钢的发展和演化规律,给出了常见的各类合金元素在钢中的作用及各类杂质元素的危害,分析了不同热处理工艺、制造工艺对材料性能的影响,最后预测了当前核电压力容器用钢的发展趋势。     

浅析核电厂反应堆压力容器完整性问题

反应堆压力容器（RPV）作为核电厂重要主设备之一,其完整性直接影响到核电厂的安全运行,为了确保反应堆压力容器的完整性,需要在设计、制造、安装和运行过程中重点关注相关问题。介绍了反应堆压力容器的材质发展过程、反应堆压力容器的典型降级模式,并对产生降级的原因进行了分析,提出了下一步预防降级可采取的措施,以确保反应堆压力容器的完整性,进而为核电厂的反应堆压力容器的设计、制造、安装和运行维护阶段提供参考。     

反应堆压力容器顶封头接管冷装过盈配合力学分析

200 MW低温核供热堆反应堆压力容器顶封头壳体与小口径接管间采用冷装过盈配合连接结构,为确定过盈配合连接合理的最小过盈量和最大过盈量,首先建立了过盈连接结构解析解的简化模型,分析确定了过盈配合连接结构最小过盈量和最大过盈量计算的适用工况;再根据弹性力学理论对过盈配合连接结构进行力学分析,推导出最小过盈量和最大过盈量的工程计算方法;最后,采用ANSYS有限元分析软件对典型接管的冷装过盈配合连接结构的合理性进行冷态和热态工况下的验证。     

反应堆压力容器金属O形环密封性能研究

采用MSC .Marc软件 ,对反应堆压力容器双道金属O形密封环进行弹塑性大应变接触分析 ,给出在不同压紧量下的回弹量 ,并与试验结果进行比较。     

反应堆压力容器模拟钢等温热时效的硬度研究

研究反应堆压力容器模拟钢（Cu含量大于0.25%wt）的等温热时效强化行为。模拟钢900℃固溶处理后水淬保留的过饱和Cu原子在时效过程中析出长大,使得材料出现强化。试验选取3个平行试样用30 kg载荷进行维氏硬度测量,每个样品测量五次,取平均值作为测量结果。结果表明,试样硬度随时效时间增加发生变化。在此基础上分析了时效强化曲线并得到了合金元素Ni对时效硬化峰时间及峰形的影响。     

反应堆压力容器承压热冲击分析

依据法规要求和国外的研究成果 ,对压水堆核电厂反应堆压力容器承压热冲击 (PTS)的研究方法进行阐述。研究工作考虑和比较了不同的裂纹尺寸、不同的裂纹类型和不同的PTS瞬态的情况 ,进而确定该RPV在哪种裂纹和哪种瞬态下最危险。热弹性和热弹塑性两种材料模式运用于RPV的应力计算 ,分析中考虑了不锈钢堆焊层对断裂分析的影响。     

AP1000核电机组反应堆压力容器的安装

阐述了某核电1号机组反应堆压力容器吊装定位、简体翻转和就位调整的过程。通过对吊装高度、重量及风载荷进行计算,分析“开顶法”吊装反应堆压力容器的安全性。介绍了反应堆压力容器就位后方位、水平度、标高的测量与调整方法,以及护板、支撑的安装。对同类核电站的主设备吊装具有一定参考价值。     

反应堆压力容器螺栓法兰连接设计与改进

反应堆压力容器（RPV）螺栓法兰连接设计应避免螺栓卡涩并减少螺纹损伤,在RPV主螺栓安装及运行过程中一旦发生主螺栓或螺孔螺纹损伤事故,势必会影响核电站安装或换料的正常进行,增加维修成本,进而影响整个核电站的经济效益。以M310堆型RPV为例,对主螺栓与法兰螺孔的设计进行分析和讨论,并结合核电厂安装及运行中出现的典型螺纹损伤案例,对螺纹损伤原因进行分析,最后对螺栓法兰设计提出改进建议,以减少RPV主螺栓和螺孔螺纹损伤事故,降低螺纹损伤的风险。     

整体螺栓拉伸机在反应堆压力容器密封作业中的使用控制

反应堆压力容器顶盖的密封作业是核电厂调试和大修期间的主线工作,通过整体螺栓拉伸机（ MSTM）来执行密封作业能有效地节约时间,提高工作效率,但也存在使用要求高、设备故障影响大等风险。结合实践经验对整体螺栓拉伸机使用过程的控制进行介绍和分析,可以有效降低风险,优化工作流程,安全高效地完成密封作业。     

反应堆压力容器内壁环形锻件焊接残余应力三维有限元数值模拟

某新型反应堆压力容器内壁设计了环形锻件与筒体内壁焊接的环形焊接结构。该种结构形式的焊缝首次在反应堆压力容器中出现,无成熟经验可以借鉴。为了了解该种复杂结构形式及大厚度焊缝的焊接残余应力幅值及分布规律,基于ANSYS有限元分析软件,建立了反应堆压力容器内壁环形锻件多层多道焊接三维有限元模型。在此基础上,以带状移动温度热源作为焊接热源模型计算出多层多道焊接的瞬态温度场结果,采用热-力间接耦合法,得到了焊接应力场计算结果。模拟结果表明,焊缝区域环向应力从上表面到下表面分布趋势为拉应力-压应力-拉应力,呈现自平衡的分布形式。根部焊道区域的环向应力为拉应力。焊缝上轴向应力最大为300 MPa左右;焊缝上下表面径向应力较大,达到400～500 MPa左右;峰值等效应力出现在焊缝根部区域,幅值最大约700 MPa。