阳江核电厂2号机组堆内构件螺栓断裂事故分析与改进

介绍了阳江核电厂堆内构件二次支承与仪表套管组件螺栓断裂脱落事故以及由螺栓脱落事故导致的对一回路主设备造成的损伤。从设计、制造、安装和运行等各方面排查、分析螺栓断裂产生的原因。根据原因分析结果,提出相应的改进措施。这些改进措施对于后续M310堆型核电厂以及包括"华龙一号"、EPR以及AP1000为代表的三代核电厂的现场安装和焊接,都具有重要的参考和借鉴意义。     

堆内构件材料14Cr17Ni2马氏体不锈钢锻件特性研究

针对核反应堆堆内构件用14Cr17Ni2马氏体不锈钢锻件连续2次出现锻造裂纹的原因进行了分析,通过理论相图计算,并试验研究了加热温度、保温时间以及锻造温度对δ铁素体含量及形貌的影响,得出加热温度越高、保温时间越长、锻造温度越低越容易出现锻造裂纹。结果表明,改进加热温度、保温时间并控制终锻温度,可以避免14Cr17Ni2马氏体不锈钢锻件缺陷的产生。      

压水堆核电厂堆内构件结构材料优化选择

堆内构件是反应堆内部的关键设备,属安全相关级。由于长期工作在高温、高压和高辐照的环境条件,对堆内构件材料的要求较高。结合不同国家堆内构件常用牌号的几种不锈钢材料,分析了它们的耐腐蚀性能、焊接性以及辐照性能等,从而给出了推荐的材料选择。     

考虑瞬态分析的反应堆结构关键间隙优化设计

反应堆堆内关键间隙设计是反应堆堆内构件结构设计的关键内容。分析了影响堆内构件与压力容器间间隙值的影响因素,针对三种典型间隙,基于通用有限元软件 ANSYS,研究了瞬态工况下反应堆内关键间隙变化,提出了一种新的反应堆内关键间隙优化设计方法。研究成果已成功应用于三代核电华龙一号反应堆内关键间隙的优化设计中,有效提高了反应堆内关键间隙设计的合理性和可靠性。