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。     

基于ANSYS的压力容器可靠性分析

运用通用有限元分析软件(ANSYS)的概率设计功能,以压力容器壁厚、压力载荷及弹性模量为随机输入变量,模拟实际结构设计参数的随机性.选用蒙特卡罗法进行压力容器应力的可靠性分析,获得了该有限元分析模型的应力概率分布特征,得到了压力载荷、壁厚等设计参数对应力分布的敏感程度.     

无损检测技术在秦山二期核反应堆压力容器制造中的应用

论述了多种无损检测技术在秦山二期1号和2号机组核反应堆压力容器生产中的应用,以及对锻件、焊缝进行无损检测的方法与注意事项,根据1号和2号机组反应堆压力容器制造过程中无损检测的经验反馈,结合新版的检查规范,在3号和4号机组反应堆压力容器无损检测方面增加了新的要求。     

CPR1000核电厂核反应堆压力容器应力分析

本文所计算的核反应堆压力容器是保证核安全的一道重要屏障,因此,要参照相应的规范和标准对其进行强度方面的分析和校核.通过有限元软件ANSYS建立压力容器的三维模型,计算压力容器在设计工况以及试验工况下,在压力、温度、堆内构件重力和接管载荷等各种载荷作用下的应力强度,并严格参照规范标准RCC-M B篇规定的各种工况下的应力准则,对压力容器进行强度评定.评定的结果表明,压力容器在计算的几类工况下,均符合规范标准RCC-M的强度要求.本工作的计算和分析也为我国核工业未来的设备设计制造走上国产化、标准化奠定了一定的基础.     

核反应堆疲劳问题

【法国《核综论》2002年第1期报道】 在核反应堆逐渐损坏的各种形式中,疲劳是核电站经营者所遇到的最多和最意想不到的形式。 从一开始的设计就为限制热和/或机械载荷可能引起的疲劳提出了多种方案:限制压力和温度变化太大和太快的程序;限制温度偏差和热效应的装置;避免区域应力集中的部件等。 关于一回路,经疲劳分析验证的这些方案表明,按预定方式运行40年后,将不会发生不可接受的裂纹。 在制造方面,主要考虑的是避免助长疲劳或可能有助于从源头导致疲劳裂纹的异常:焊接缺陷、加工不细等等。应对回路装置格外小心,要使某些部件能自由移动…     

法国在解决反应堆压力容器封头贯穿件腐蚀问题方面的工作取得进展

法国压水堆机组反应堆压力容器(RV)封头贯穿件发生问题的介绍已发表在《法马通核新闻通讯》第41期上。自那以后,在机械分析、金属检查、在役检查、修理和更换等方面已完成了大量的工作。由于此问题的多样性以及必须应用导边技术,这项工作对法马通来说无疑是一个罕见的工业上和技术上的挑战。法国电力公司     

压力容器形状偏差对安全性能的影响

压力容器制造过程中总会存在形状偏差,设计者应能明确可接受的形状偏差是多少。本文以有限元应力计算为基础,分析了整体形状偏差所造成的筒体和封头的一次应力的变化情况及其对压力容器安全性能的影响,得出了一些具有普遍意义的结果,并以ＨＴＲ－１０反应堆压力容器为例,根据设计和制造中的具体情况,分析了可接受的形状偏差限值。     

反应堆压力容器接管嘴马鞍面缺陷的断裂力学分析

某核电厂大修时发现反应堆压力容器均在出口接管嘴不锈钢堆焊层出现局部表面损伤痕迹,损伤最深处约为1.27 mm.本文采用ANSYS程序,依据相应规范,对反应堆压力容器出口接管嘴缺陷进行快速断裂力学分析和疲劳裂纹扩展分析.分析内容包含缺陷的包络和假设、应力计算、应力强度因子计算、疲劳裂纹扩展尺寸计算和Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ工况及水压试验工况下的断裂力学分析评估.分析结果满足规范要求.     

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。     

承压热冲击下压力容器断裂力学分析

依据美国核管会（NRC）最新法规要求和研究进展,阐述了压水堆核电厂反应堆压力容器（RPV）承压热冲击（PTS）最新评估方法。基于热工水力系统程序RELAP5和有限元分析软件ANSYS,针对某传统二代压水堆核电厂模拟在PTS典型瞬态过程下热工响应行为及压力容器模型断裂力学分析,并评估不同瞬态的危险性及其随压力容器材料脆性的变化。分析表明：表面裂纹和靠近内壁面的埋藏裂纹比深埋裂纹更易发生开裂;同等条件下轴向裂纹较环向裂纹更易开裂,且大中破口事故下轴向裂纹远较环向裂纹更易贯穿壁厚。     

压水堆核电厂反应堆压力容器辐照脆化评价与监督

反应堆压力容器是压水堆核电厂的核心关键设备,受快中子(E1MeV)辐照造成的辐照脆化是其运行失效的重要因素,因此需要对压力容器进行辐照评价与监督,以保证其寿期内的安全运行。     

严重事故下反应堆压力容器材料高温蠕变研究进展

介绍了近年来在假想堆芯熔化严重事故下国内外反应堆压力容器材料高温蠕变行为的研究进展及现状,着重阐述了在材料高温蠕变试验、缩比模型试验和数值模拟等方面取得的成果,并提出了目前存在的问题及未来的发展方向。     

反应堆压力容器及蒸汽发生器不符合项分析技术

在反应堆压力容器及蒸汽发生器等设备的加工生产过程中,经常会因各种原因使产品出现与设计不符之处,即产生不符合项.经分析验证后可知,其中大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的.本工作总结核电站反应堆压力容器及蒸汽发生器易发生的部分不符合项的类型及处理方式,同时针对各类不符合项给出相应的力学分析方法.     

熔融物堆内滞留条件下RPV长期结构完整性分析

熔融物反应堆压力容器(RPV)内滞留(IVR)是三代核电厂重要的严重事故缓解措施,而防止RPV的热工失效和结构失效是实现IVR的前提。本文建立考虑内壁面熔蚀的RPV有限元模型,在温度场分析的基础上,开展蠕变计算,得到不同时刻下的应力应变响应,通过选取典型评定路径并利用基于Larson-Miller参数的累积损伤理论进行蠕变损伤计算及评价。分析结果表明：在考虑一定内压的IVR条件下,RPV不会发生蠕变断裂,长期结构完整性可保证。本文的研究方法可为后续核电厂RPV在IVR条件下的结构完整性分析提供参考。     

反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析

本文以百万千瓦级核电站(CNP1000)反应堆压力容器为例,分析研究了设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60 a设计寿命反应堆压力容器的影响.针对不同的分析内容,选择反应堆压力容器具有代表性的部位,论证了60 a寿期末反应堆压力容器结构的完整性.     

影响反应堆压力容器安全运行的根本原因及应对措施

从实现核反应堆安全目标和运行工况的角度,分析了反应堆压力容器在承受压力、温度和快中子辐照条件下的失效形式及根本原因。针对能量≥1MeV快中子辐照损伤,给出了预测和监督方法;对承压热冲击下可能引发脆性断裂进行了分析,并提出了分析方法。分析和介绍了各运行工况下RPV安全运行的压力一温度限值计算方法。