某压水堆核电厂稳压器排放管疲劳分析方法改进

稳压器排放管是某压水堆核电厂最重要的核一级管道之一。因稳压器与三组安全阀之间的U形液封管段存在热分层效应,管线承受显著热交变载荷,疲劳累积使用因子过高。根据RCC-M规范,建立管道局部有限元分析模型,采用"混合分析法"对计算分析方法进行改进。分析结果表明,该管线疲劳累积使用因子可显著降低。

某核级管道BOSS头含缺陷焊缝处置方案优化研究

核级管道BOSS头焊缝缺陷维修周期较长,可能对核电厂经济效益产生重要影响。本文根据ASME规范Ⅺ卷中提供的方法,研究了某含缺陷BOSS头处置方案的安全性和可行性,确定了最优化的维修策略,在保证核安全的前提下,避免个别处置困难的含缺陷BOSS头影响核电厂发电计划。为后续类似问题的处理提供了计算经验。

某研发项目稳压器排放管线应力分析

某研发项目的稳压器排放系统在严重事故卸压管线上布置2列卸压阀,以防止阀门失效,此设计方案比法国M310堆型更加复杂。由于系统设计的改进,需要对稳压器、安全排放管和严重事故卸压管的耦合模型进行应力分析。对该稳压器排放管系统进行管道应力分析。为了能够更好地模拟稳压器排放系统的力学特性,特别是对阀门动作后的水力载荷对管道系统的影响,需要进行动力学响应分析,选用了经过认证的PIPESTRESS软件对耦合模型进行模拟。经过分析,稳压器排放管系在承受自重、压力、热膨胀、地震、破管载荷以及水力载荷作用下,满足RCC-M规范应力评定准则要求和可运行性要求。

有效应力图法在压水堆核电站管道热棘轮分析上的应用

热棘轮分析是核电管道设计中重要的分析内容,压水堆(PWR)核电站一般基于Bree图对管道热棘轮效应进行了规定,但当管道受到很大的热冲击载荷时往往不能够满足此要求,需要进一步对管道棘轮安定性进一步分析。详细分析了RCC-M规范对于管道渐进性变形破坏的要求和工程上可行的评定准则,并采用基于材料试验数据的有效应力图法对稳压器排放管进行了热棘轮安定性分析,分析结果表明,在500次循环热冲击载荷作用下产生的热棘轮变形不会对管道的可运行性产生影响,累积变形对塑性稳定性边界的影响在有限范围内,管道依然满足RCC-M规范要求。基于试验的有效应力图法使用简单,非常适合工程设计应用,可用于PWR核电站管道热棘轮分析。

残余应力作用下的不锈钢管道环向穿壁裂纹闭合效应研究

管道环向穿壁裂纹在不同载荷水平作用下的张开位移预测值是破前漏技术应用的关键核心参数。针对具有代表性几何尺寸的奥氏体不锈钢管道,采用数值分析和对比验证相结合的方法,基于工程中实际测得的材料性能曲线研究了典型焊接残余应力作用下穿壁裂纹临界闭合应力的变化规律。分析结果表明,目前的通用电气有限公司/美国电力研究院(GE/RPRI)方法和美国核管会技术报告NUREG/CR-6837修正方法均低估了由美国机械工程师协会(ASME)规范工作小组推荐的简化残余应力场所导致的管道环向穿壁裂纹闭合效应。此外,分析了环向穿壁裂纹闭合状态下管道的失效模式,在此基础上进一步讨论了裂纹闭合效应对破前漏技术应用的影响,为后续工程实践提供了可借鉴的技术观点。

基于ASME和RSE-M规范的含平面缺陷奥氏体不锈钢核级管道剩余寿命预测方法的数值对比研究

核级管道在加工和安装环节可能存在不同的缺陷。此外,由于核电厂运行条件的影响,管道中可能存在少量缺陷,如裂缝。需要合理预测评估含缺陷管道的剩余寿命,以便安排更换方案,避免对核电厂的效率造成严重影响。本文根据ASME和RSE-M规范,在应力强度因子计算、裂纹扩展分析和裂纹稳定性评价等环节,通过数值对比研究了含有平面缺陷的奥氏体不锈钢核级管道的剩余寿命评估方法,为类似工作提供参考。

重要厂用水系统设计水温对冷链换热器热工设计的影响分析

核电厂重要厂用水系统设计水温(TSEC)是影响冷链换热器热工设计的重要参数,随着TSEC的增大,冷链换热器的热工设计工况趋于恶劣,导致换热面积和设备尺寸逐渐增大。本文以冷链换热器的典型热工设计工况为设计输入,针对不同的TSEC,采用热混合设计方法,得到了对应TSEC下的冷链换热器板片方案。分析了冷链换热器总通道数量、流道占比、总传热系数随TSEC的变化情况,发现对于特定的热工设计工况,冷链换热器只能在一定的TSEC范围内实现压降和换热裕量的完全匹配,且存在一个临界温度,当TSEC高于该温度后,板片数量会迅速增大,应尽量避免TSEC高于该临界温度。