基于蠕变曲线的12Cr1MoV钢寿命外推计算方法

对广泛使用于电厂主蒸汽管道的１２Ｃｒ１ＭｏＶ耐热钢的蠕变曲线进行了研究,将恒应力蠕变与恒载荷蠕变进行对比,证明θＰｒｏｊｅｃｔｉｏｎ Ｃｏｎｃｅｐｔ方法可以成功地描述恒应力蠕变,但不适合恒载荷蠕变。根据１２Ｃｒ１ＭｏＶ钢的恒载荷蠕变数据,有效地进行蠕变曲线的外推。此外在蠕变曲线外推的基础上,结合损伤力学分析和归一化处理,提出了高温部件寿命逐步外推法的概念,从而摆脱了以往寿命外推方法存在的种种局限性,如工况的波动、组织的变化、材料自身的差异等带来的误差,使寿命预测更趋准确。     

压力温度限值曲线计算与比较分析

核电厂在启停堆过程中必须将压力和温度控制在限值范围内,即压力温度限值曲线(P-T曲线)所允许的范围内,以防止反应堆压力容器发生脆性开裂。以法国的RCCM规范、美国的ASME规范和我国的核行业标准EJ/T918为对象,对比分析P-T曲线各自的计算方法,讨论了所采用的保守假设对计算结果的影响。研究表明,选取材料静态断裂韧性KIC计算P-T曲线将会增加核电厂启停堆过程中的操控空间;与最新版国外规范比较,我国行业标准EJ/T918的计算结果显得过于保守。     

龙摩山隧道出口段病害成因及整治

龙摩山隧道出口段拱部施工过程中出现开裂、渗漏水病害，采取对衬砌背后围岩注浆、结构加固、换拱、堵漏、理管引排地下水等措施，对病害进行了治理，取得了明显效果。     

美国压水堆RPV延寿分析研究及中国RPV延寿之关键问题

以美国Point Beach-2 60年延寿执照更新为例,论述基于中子辐照脆化机理的时限老化分析——承压热冲击分析、上平台能量分析和压力-温度限值曲线计算分析;在介绍美国RPV延寿期内辐照监督要求和新技术开发应用的基础上,参照法国核电法规要求,重点分析了中国在RPV中子辐照脆化评估中的几个关键问题。     

核电厂仪表管道振动疲劳耐久性能改进研究

针对役前及初始运行期间核电厂出现较多的仪表管道振动疲劳断裂问题,设计了两套不同规格及焊接方式的、端部带有集中质量的悬臂管道试验件。对试验件开展了宽带随机耐久试验,分析了试样振动交变应力幅、频率响应特征及疲劳寿命,结果表明,通过采取增大管道外径和壁厚、改变焊接形式等措施,能够显著改进结构低频共振、试样振动疲劳寿命分散性较大等问题,显著提升管道结构的振动疲劳耐久性能。     

非晶Cu在晶化过程中的分子动力学模拟

运用分子动力学模拟的方法, 采用紧束缚势函数, 研究了非晶Cu在升温条件下的晶化行为, 分析了系统能量、体积、双体关联函数和局部结构的变化, 并结合键对分析方法计算了不同弛豫时间下典型短程有序结构的分布. 结果表明, 在非晶Cu升温的最初阶段, 原子运动未必造成短程结构的进一步规则化; 结构转变初期,首先发生1431和1541键向1421键的转变, 1421键型数量在400 K以上则基本呈现直线上升的趋势, 接近600 K时达到最大值; 此后1421键的数量随温度的上升而下降, 熔化时其数量急剧减少.     

标准化残差法在判别RPV冲击转变曲线异常点中的应用

核电站采用辐照监督管内夏比试样的冲击韧性来评估RPV的断裂韧性值,但由于冲击试验是在动态加载条件下进行测试,结果往往有较大的分散性,依据冲击韧性拟合的韧脆转变曲线的精度会受到限制。采用标准化残差法对国产RPV冲击功的回归韧脆转变曲线上的异常值进行剔除后发现,拟合精度提高,不确定度相应降低。在实际应用中,如出现异常点,可考虑进行补充试验。     

RPVPTS分析中二次应力塑性修正因子ρ的精确值

根据R6规范第四版Ⅲ.3.3.1节内容,推导出一种二次应力塑性修正因子ρ的精确计算方法。有限元计算出了某反应堆压力容器(RPV)在承压热冲击(PTS)瞬态时的ρ精确值,并用以分析了R6规范第Ⅰ章基本方法中ρ因子的保守性程度,讨论了ρ因子保守性对结构安全裕量(SM)的影响。研究结果表明,本文的分析案例中,R6规范第Ⅰ章基本方法中ρ因子的保守程度均在20%以上,由此引起断裂韧性SM的保守性也均在4%以上,并且断裂韧性SM的保守性随裂纹前沿温度的增加而增大。因此,当希望利用失效评定图(FAD)获得结构SM的精确评定时,有必要有更精确的ρ因子解。     

300 MW机组三通的结构应力分析与形状优化

提出一种降低300 MW汽轮机组主蒸汽管道T形异径三通结构应力的设计方法。该方法利用三通在工作载荷下的变形数据修正原有结构。首先使用ANSYS5．7建立一个有限元分析模型,然后用实验结果考核了模型的有效性。在这个模型的基础上,计算不同修正量下结构的最高应力。发现三通肩部内壁转角处的应力水平随修正量的增大而减小,并且结构的最高应力呈现波动变化。在最大修正量达到原结构尺寸8．65％时,结构的最高应力可以下降45．9％。表明该方法能有效地降低这种三通的应力水平。这一结论为进一步改进三通的结构设计提供了理论依据。     

激光熔凝处理对Zr-1Nb核燃料包壳组织和性能的影响

为了提高核燃料包壳Zr-1Nb合金的抗高温腐蚀性能,采用激光熔凝+真空退火热处理工艺对其进行表面处理。借助扫描电子显微镜(SEM)、X射线衍射(XRD)、拉曼等检测手段对锆管组织、成分及物相结构进行分析,使用探针式表面轮廓仪、显微硬度计和高压反应釜等仪器表征锆合金的粗糙度、硬度和耐蚀性。结果表明:经激光熔凝处理的锆管表面平整度提高;激光熔凝层物相主要由α-Zr和少量的m-ZrO2组成,且后续真空退火热处理没有改变锆合金的相组成;较高功率条件下进行激光熔凝显著降低锆管的高温耐蚀性能,而在较低功率进行激光熔凝工艺且辅助后续热处理的条件下,可以显著提高锆管的高温耐蚀性能;经激光熔凝处理后锆合金的显微硬度升高50~80HV0.1,热处理后硬度相应减小,但仍高于原始样品。