三代核电反应堆压力容器低合金钢焊缝性能对比分析

通过模拟国内三代核电压水堆反应堆压力容器环焊缝,分别采用国产焊接材料和进口焊接材料,在焊接工艺性能、焊缝金属化学成分、拉伸、冲击韧性、落锤和低周疲劳试验等方面进行了对比分析。结果表明,国产和进口焊接材料的焊接工艺性能和焊缝金属力学性能均相当;焊接试件不同厚度取样位置的焊缝金属-28.3℃冲击吸收能量平均值都大于90 J,有较大的设计裕量。该国产焊接材料已应用于国内某三代核电机组反应堆压力容器,为进一步推广应用提供技术支撑。

某台国产压水堆压力容器锻件材料断裂韧性韧脆转变的参考温度

采用紧凑拉伸C(T)试样测试了某台国产反应堆压力容器用508-Ⅲ锻件的主曲线参考温度T0。为了方便今后在热室中进行辐照材料的断裂韧性试验,专门修改了C(T)试样的前端面设计。有限元分析和采用修改、未经修改的C(T)试样的试验结果均表明,对试样的修改不会影响断裂韧性试验。发现C(T)试样测得的T0值与前期采用三点弯曲SE(B)试样确定的T0值仅相差约1℃。为此详细探讨了ASTM E1921标准第1.3和5.7条款有关试样形式对T0的影响,试验结果印证了这些条款的阐述,所测得的T0试验值接近材料的T0平均值。

基于ANSYS的AP1000安注箱壳体强度可靠性分析

基于ANSYS有限元方法,选用AP1000安注箱球壳截面的参数化模型,考虑载荷为内压的情况下,以服从正态分布的球壳壁厚和材料许用应力为输入变量,对其进行可靠性分析与评定。安注箱壳体强度的可靠度为100%,它是以完工的AP1000安注箱可靠性参数实测值经统计处理作为输入数据并通过有限元计算得出的结果,对安注箱的研究与工程设计具有一定参考价值。

安注箱用不锈钢复合钢板成形工艺模拟及评价

通过有限元模拟对复合钢板的冷/热成形过程进行数值计算,获取其在生产制造过程中所需要满足的剪切强度要求,并研究不同的成形工艺对复合钢板剪切性能的影响。研究发现,成形时的热处理是造成复合钢板剪应力变化的关键因素。无论采用何种成形工艺(冷成形或热成形),复合钢板(爆炸复合钢板和轧制复合钢板)的实际剪切强度性能均能够满足安注箱的制造需求。

三代非能动AP1000安注箱设计特点概述

从设计参数、结构型式、材料选择等方面介绍AP1000核岛主设备安注箱的主要设计特点,对安注箱的研究与工程设计具有一定的参考价值。高剪切强度不锈钢复合钢板是AP1000安注箱的特选材料,在核电厂核岛主设备上属首次应用,有必要开展专项科研进一步研究其性能特点。

非能动AP1000安注箱的密封设计

泄漏引起的容器失效是承压设备行业最大的安全隐患,而设备密封设计的好坏是避免发生泄漏的首要因素。文章首先对AP1000安注箱的密封结构和设计特点进行介绍,然后使用规范设计与基于最大允许泄漏率的紧密性的联合设计方法,来验证AP1000安注箱的密封设计,但产品的实际密封性能还需试验考核验证。