核一级承压设备疲劳分析方法

基于Miner线性累积损伤理论和雨流计数法,得到单载荷历程作用下疲劳分析的方法,并根据核一级承压设备的特点和核承压设备分析规范的要求,给出了一种适用于核一级承压设备疲劳分析的方法;结合设备实际运行情况,提出了瞬态分组组合的优化疲劳分析的方法,并给出一个案例.结果表明,瞬态分组组合使疲劳分析与设备实际运行情况更加接近,计算结果更加精确.     

稳压器抗震分析简化力学模型探究

本文研究核电站稳压器抗震分析模型的建立方法。针对某堆型的稳压器，分析内部冷却剂的液面晃动效应及处理方法；对比分析节点个数、筒体壁厚、集中质量等因素对简化模型固有频率的影响，确定了稳压器抗震分析模型的简化原则。针对最终模型进行模态分析，并对计算结果进行评价。     

核电站用核级板式热交换器的设计与制造

针对目前核电站用板式热交换器大型化、高参数化及高可靠性、安全性的要求,以 RCC-M 《压水堆核电厂核电机械设备设计和建造规则》为依据,阐述了核电行业典型的设备冷却水系统核安全3级板式热交换器的设计和制造要点,确保满足核电标准的设计要求,并能够安全稳定的运行。     

EPR安全壳高能管道贯穿件应力分析

介绍了EPR机组安全壳高能管道贯穿件的结构特点,并对该类型贯穿件的应力分析方法做了重点描述。高能管道贯穿件的应力分析一般分为两个步骤:首先进行热分析,得到结构的温度分布,并判断温度是否满足安全壳混凝土的温度限值要求;第二步进行热-机械耦合分析,得到结构在各种工况下的应力分布,最后根据RCC-M规范的具体要求进行贯穿件应力的评定。分析过程中考虑结构的轴对称特征,采用平面模型进行简化。本文结合具体算例,采用ANSYS程序进行建模计算分析,并采用RCC-M规范进行了高能管道贯穿件的应力评定。     

ASME与RCC-M相关核一级阀门规定的解析

介绍了ASME与RCC-M标准核一级阀门的相关规定。对标准中材料、设计、制造、压力试验和超压保护等内容要求上的差异进行了分析。     

RCC-M规范第Ⅱ卷材料篇分析

分析RCC-M规范第Ⅱ卷材料篇的结构、主要内容及相互关系,总结了RCC-M材料篇的主要特点。     

RCC-M中的焊接材料评定

对RCC-M中有关焊接材料评定的规定进行了介绍和讨论,认为RCC-M中的焊接材料评定是焊材厂正常产品检验和设备制造厂焊接工艺评定的简单拼凑,对标准焊材没有实际意义,对开发新焊材的控制力度又显得不够,作为法规条文并不恰当。     

核设备建造中的成形工艺评定试验——ASME与RCC-M相应规定的对比分析

成形操作会对金属材料的性能造成不利影响,故在设备建造规范中通常要求在某些条件下的成形操作需进行成形工艺评定,以确定成形操作对材料性能的影响。本文主要对ASME第Ⅲ卷和RCC-M中有关核设备成形工艺评定的相关规定进行了对比分析。ASME和RCC-M的成形工艺评定采用了完全不同的试验方法,但两个规范在技术要求上是相似的。而RCC-M规范中对于评定的相关规定较ASME更为详细具体,但其评定试验和检验项目更多。RCC-M对于低合金钢和碳钢临界应变率的规定偏高,且未考虑后续制造工艺对成形材料的影响,较ASME要求偏松。     

RCC-M2007版与2000版+2002补遗指导下的核岛安装施工焊接工艺评定差异分析

广东台山核电站采用EPR堆型,执行RCC-M2007版建造标准,但2007版RCC-M标准在国内核电项目的应用目前尚处于探索阶段。从母材分类、焊接接头形式、厚度与直径的覆盖范围、焊接位置、无损检测、破坏性试验以及焊接线能量的测算等焊接工艺评定的各个要素对RCC-M 2007和2000+2002补遗之间的差异进行了探讨,为基于2007版RCC-M标准的焊接活动提供参考。对比分析结果表明两版本在厚度与直径的覆盖范围、焊接接头形式、无损检测、破坏性试验这四部分内容的要求上有一定的变化;对于母材分类方式和焊接位置这两个因素,表面上看差异比较大,实际差异并不大;在焊接线能量因素上,存在比较大的差异。     

稳压器抗震分析简化力学模型探究

本文研究核电站稳压器抗震分析模型的建立方法。针对某堆型的稳压器，分析内部冷却剂的液面晃动效应及处理方法；对比分析节点个数、筒体壁厚、集中质量等因素对简化模型固有频率的影响，确定了稳压器抗震分析模型的简化原则。针对最终模型进行模态分析，并对计算结果进行评价。