反应堆压力容器法兰密封面材料的性能研究

采用手工惰性气体钨极保护焊(TIG焊)制备反应堆压力容器密封面材料E308LMoT0-3、E309LMoT0-3及对比材料ER308 L的不锈钢堆焊层,对其进行硬度测试、显微组织观察、抗晶间腐蚀性能分析,以及点蚀点位测量和偏离水质条件下的局部腐蚀试验,研究E308LMoT0-3、E309LMoT0-3堆焊材料的点腐蚀和缝隙腐蚀性能以及腐蚀机理。试验结果表明,E308LMoT0-3、E309LMoT0-3焊丝堆焊后的试样除了具有良好的硬度、耐晶间腐蚀性能外,还具有良好的耐局部腐蚀性能,可以代替目前压水堆核电厂普遍使用的ER308L不锈钢堆焊材料。     

反应堆压力容器密封面材料非正常工况下的腐蚀性能研究

针对压力容器密封面材料在核工程应用中发生的腐蚀问题,研究了反应堆压力容器密封面材料非正常工况下的腐蚀性能.利用静态高压釜研究308L不锈钢在不同Clˉ浓度条件下的腐蚀行为,采用金相显微镜和扫描电镜( SEM)对样品进行观察和分析.结果表明,在270℃、5.5 MPa条件下,Clˉ浓度低于1 mg/L时308L不锈钢没有发生点腐蚀、缝隙腐蚀和应力腐蚀;随着Clˉ浓度提高,308L不锈钢对点腐蚀、缝隙腐蚀和应力腐蚀的敏感性显著增加.     

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。     

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。     

秦山核电厂反应堆压力容器主螺栓热态载荷测试研究

本文是作者有关容器封分析与试验研究工作的继续，阐明热瞬态密封问题求解的关键是给出螺栓载荷的热态增量。文章叙述了现场超声测试的基础试验及主要结果，其测试能力已超过Ｒａｙｍｏｎｄ产品的２０４℃（４００Ｆ）的温度范围，因而有可能首次给出现场实测结果。     

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。     

秦山核电二期工程反应堆压力容器设计

反应堆压力容器的设计、制造、安装和试验应与其安全功能相适应;采用公认法规和标准时,应对其进行评价,保证满足反应堆压力容器的安全功能.在设计、制造、安装和试验中,必须使异常泄漏、裂纹快速扩展及破坏的概率降低到最小.在初步设计阶段完成了强度设计后,进行了扩大设计状态的一次应力分析评定,结果均满足RCC-M-B册设计工况的各项应力准则.     

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。     

反应堆压力容器旧顶盖处置

大亚湾核电站分别在2003年3月和2004年11月实施了反应堆压力容器顶盖更换.本文介绍了大亚湾核电站反应堆旧顶盖处置的方案、旧顶盖包装体的设计原则、结构设计、旧顶盖的清洁、涂漆和包装以及现场实施过程.其结果表明,反应堆旧顶盖处置的方案可行,其反应堆旧顶盖包装体的设计和现场实施达到了满意的效果.其经验对我国大型放射性固体废物的处置具有参考价值     

浅谈AP1000反应堆压力容器焊接技术质量控制

发展核电对保障能源供应与安全,保护环境,实现电力工业结构优化和可持续发展,提升我国综合经济实力、工业技术水平和国际地位,都具有十分重要的意义。而由于核电的特殊性,核电必须保证安全。在此背景下以AP1000反应堆压力容器为例,通过焊接质量的"人、机、料、法、环"五要素,运用"鱼刺图"进行质量分析,总结并提出焊接技术质量控制要点,以此来促进核电设备焊接技术质量控制更加有效的进行。     

反应堆压力容器用大型低合金钢锻件评定技术

为固化核电反应堆压力容器(RPV)用大型低合金钢锻件的全流程制造工艺和关键工艺参数,基于RCC-M M140规范要求,提出一整套评定技术方案。该技术方案可对RPV低合金钢锻件化学成分、机械性能、金相组织的均匀性进行全面验证,已在RPV用低合金钢锻件制造过程中成功应用。     

反应堆压力容器辐照监督无损评估技术研究

反应堆压力容器（RPV）的辐照脆化问题是核安全的重中之重,影响到核电厂的安全性、经济性与公众信心。介绍了传统RPV辐照监督方案,讨论了现行技术的局限性,梳理了RPV辐照监督无损评估技术国外研究进展与存在问题,在实验与理论研究的基础上创新性地提出了中子辐照条件下RPV钢力学性能预测统一模型,并形成了基于电磁性能的RPV辐照监督无损评估技术,进一步完善后具有较好的工程应用前景。同时指出了开展RPV钢电磁性能实验研究,既有助于从一个全新的角度理解与再认识国产RPV钢长寿期服役时的辐照脆化行为,又有利于揭示RPV钢辐照脆化机理,丰富辐照脆化的基础理论。      

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.     

反应堆压力容器运往新沃罗涅日2号机组

[英国《国际核工程》网站2011年5月16日报道]俄罗斯重型机械联合公司(OMZ)的子公司Izhora工程公司已经将反应堆压力容器运往新沃罗涅日2号机组的施工现场.该机组是一台标准VVER-1200机组.这是俄罗斯在最近20年中首次在国内为其新核电机组制造压力容器.为新沃罗涅日2号机组制造和供应电力设备的合同是在200...     

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。     

反应堆压力容器辐照监督

介绍了秦山第二核电厂600 MW压水堆机组的辐照监督计划,对监督、试验、评价方法以及超前因子偏大的原因进行了分析讨论.根据辐照监督数据评价了秦山第二核电厂反应堆压力容器辐照脆化效应.     

反应堆压力容器老化敏感性分析方法

结合近期开展的大亚湾反应堆压力容器老化分析及大纲编写工作,归纳总结了反应堆压力容器老化敏感性分析方法,提出了较为明确的表单化的老化分析流程,可以为相关的老化分析与评价活动提供借鉴.     

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.     

秦山核电二期工程反应堆压力容器支承设计

根据总体设计要求和设计输入要求,进行了秦山核电二期工程反应堆压力容器支承的结构设计和力学设计.介绍了该反应堆压力容器支承结构的材料及性能指标.通过分析计算表明,该设计满足总体设计的要求.     

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.