高温气冷堆陶瓷堆内构件热老化试验平台开发

目的 开发一种试验平台模拟高温气冷堆正常工况、氧化腐蚀工况和事故工况试验条件,研究陶瓷堆内构件的氧化腐蚀行为和长期服役热老化规律。方法 通过分析高温气冷堆陶瓷堆内构件服役环境特征,确定试验平台开发技术要求,其主要部件包括氧气流量控制器、氦气流量控制器、储气罐、反应气流量控制器、气体预热器、高温反应炉、气体循环泵、氦气纯化器、纯水罐、蠕动泵、真空泵、排气冷肼、在线气相色谱仪、在线露点仪等。结果 该试验平台可精确控制在冷却剂氦气中混入微量的O_(2)、H_(2)O杂质,研究反应时间、温度等因素的影响,还可模拟高温堆正常工况和蒸汽发生器传热管破裂进水事故工况条件,开展长达3000h以上的连续热老化试验。结论 该试验平台具有高精度、大尺寸、耐高温、耐长周期试验等优异特性,可模拟复杂多样的工况条件,开展热老化试验研究。

轻水堆核电站奥氏体不锈钢铸件的热老化及其老化管理

在轻水堆核电站中,奥氏体不锈钢铸件(CASS)在运行温度下长期工作将面临热老化问题。本文对热老化的机理进行了描述,并针对核电站的热老化问题,给出了老化管理工作的主要步骤,即部件敏感性甄别、老化状态评估和ISI大纲更新;结合CASS热老化的老化管理实践,对我国核电站的热老化管理工作提出了建议。

核电站用钢管材料及其国产化

在国家大力发展核电的规划和形势下,核电站建设正处于快速发展阶段,而我国大型核电站设备的国产化率还相对较低。以我国1000MW机组为例对压水堆核电站钢管用材料进行了分析和描述,希望对核电用钢管材料的国产化,特别是迫在眉睫的核用材料标准化工作起到一定的作用。

Z3CN20.09M奥氏体不锈钢热老化冲击性能试验研究

采用GB/T19748-2005钢材夏比V型缺口摆锤冲击试验仪器化试验方法,对压水堆核电厂用离心铸造Z3CN20.09M奥氏体不锈钢主管道样品进行了实验室热老化的冲击性能研究。冲击试验数据的统计分析表明,热老化对Fiu/Fm比值不产生影响,而对冲击载荷有显著影响,对冲击能量的影响则更为显著。透射电子显微分析表明,热老化导致铁素体中出现沉淀物,并引发了奥氏体中位错组态的改变。与热老化时间lg t之间也满足线性关系。

油纸绝缘老化产物对油中水分饱和溶解度的影响

对4组油纸绝缘试样在150℃下进行不同时间的加速热老化,研究油纸老化产物有机酸和芳香烃对油中水分饱和溶解度的影响规律。结果表明:油中水分饱和溶解度随着油中酸值和芳香烃含量的增加而增加,其中酸对油中水分饱和溶解度的影响较大,芳香烃的影响较小。根据试验结果,引入与油中芳香烃含量和酸值相关的平移因子m和n,利用Arrhenius公式建立了油中水分饱和溶解度与温度、油中酸值和芳香烃含量的数学公式,并验证了该公式的有效性。

基于性能退化的热老化可靠性剩余寿命预测方法

以核电厂主管道为研究对象,运用性能退化可靠性理论和贝叶斯更新方法,对主管道因热老化导致失效的剩余寿命进行研究。首先通过加速热老化实验获得的数据,分析主管道奥氏体不锈钢材料的冲击性能退化过程,然后运用贝叶斯更新方法得到基于冲击性能衰退信息的主管道热老化剩余寿命分布,进行可靠性剩余寿命预测;最后通过实例证明该方法的有效性和可操作性。

热老化对核电主管道材料拉伸性能的影响

探讨热老化对核电站主管道用铸造奥氏体不锈钢Z3CN20.09M拉伸性能的影响.通过对不同热老化时间下的试样进行了拉伸试验,结合扫描电镜(SEM)和透射电镜(TEM)观察材料的微观结构变化,并采用Ramberg-Osgood模型对其拉伸性能进行了分析.结果表明:Z3CN20.09M钢在350℃下的拉伸性能低于室温;随热老化时间延长,材料的抗拉强度不断升高,断后延伸率不断减少;拉伸断口的SEM分析显示,其破断机理为微孔聚集型韧窝断裂,随热老化时间延长,断口中心的纤维区逐渐减小,且表面也逐渐变得平坦,韧窝处的第二相粒子数量逐渐增多,韧窝也逐渐变浅变小;TEM分析显示,随热老化时间延长,奥氏体中全位错密度减少,同时在奥氏体-铁素体相界上有碳化物析出;在3%的应变量范围内,Ramberg-Os-good模型的拟合曲线与试验数据吻合良好.因此,受热老化影响,Z3CN20.09M钢易发生脆化,即强度升高,塑性降低;Ramberg-Osgood模型可预测小应变量范围内热老化对其拉伸性能的影响.

反应堆GGR系统辅助管系稳态振动评估与振动疲劳寿命分析

根据美国机械工程师标准(ASME-OM-S/G2000)规范及法国电力公司(EDF)标准振动评估方法,提出一套用于核电站小支管振动评估及振动疲劳寿命分析的方法,应用该方法对国内某核电站汽轮机润滑顶轴盘车(GGR)系统的辅助小支管振动问题进行评估研究,并计算了小支管系统的允许有效速度。根据振动速度的测量和计算结果进行敏感性评估;采用响应谱计算方法对管座处的应力水平进行计算,并与允许振动交变应力进行比较;采用瞬态动力学方法对管座处的应力时程响应进行计算,根据Miners线性损伤累积模型对管座的振动疲劳寿命进行评估。结果表明谱响应计算得到的振动交变应力幅值高于评估准则的振动交变应力允许值,该管线属于振动敏感管线;而通过瞬态振动寿命计算得到稳态振动疲劳寿命远远高于设计寿命,有较大的安全裕量。

压水堆核电站主管道材料的低周疲劳行为研究

对压水堆核电站主管道材料Z3CN20.09M进行室温与350℃低周疲劳性能试验,得到材料循环变形规律和寿命演化模型。结果表明,主管道材料表现为先强化后软化的循环特性,但强化的程度取决于温度和应变幅;当应变幅较大时,高温疲劳断裂寿命高于室温疲劳断裂寿命,但随着应变幅的降低,二者的疲劳断裂寿命差别逐渐减小。常温与350℃高温疲劳断口的分析表明,Z3CN20.09M钢低周疲劳裂纹呈凸形扩展,并伴随有疲劳辉纹出现。

滨海环境安全壳混凝土氯离子侵蚀规律研究

通过综合盐雾箱模拟滨海地区大气环境,采用安全壳同等级同配合比混凝土试件,经不同侵蚀时间,研究了盐雾环境下氯离子在安全壳混凝土中的扩散规律,并对Fick's第二扩散定律进行了修正。用修正模型进行数值分析,结果显示要让安全壳安全运行40年,则钢筋保护层厚度至少为51 mm;而想延寿至60年,则钢筋保护层厚度需要增加到56 mm。

核电站管道运行动强度测试分析与评估

为了减缓XX核电站柴油机冷却水回水管道振动,在冷却水回水管与涡轮增压器间安装H型支架。通过运行时此管道系统在线实时振动应力测量与分析,评估处于松开和固紧两种情况下支架的实际减缓振动的有效性。为系统减振设计提供技术支持。

核电厂钢筋混凝土构筑物氯离子侵蚀评估

考虑时间及环境因素,修正了Fick's第二定律的误差函数解,并以此建立基于可靠度理论的钢筋混凝土氯离子侵蚀随机概率寿命预测模型。依据相关试验研究成果和工程检测数据,并使用MonteCarlo模拟进行统计分析,讨论了钢筋混凝土结构耐久性寿命的概率特征并基于可靠性指标对某电站安全相关构筑物进行了寿命预测,预测结果很好地反映了工程实际情况,为电站的寿命评估提供了参考和依据。

核电厂高压加热器SA803TP439换热管的性能研究

对核电厂高压加热器用不锈钢换热管材料进行分析,包括成分分析、金相分析、拉伸性能、硬度、反向压扁、压扁、卷边等。结果表明,TP439换热管的内外壁存在粗晶粒,粗晶现象为临界再结晶的结果;TP439换热管的抗拉强度均不满足标准要求。

基于磁性多参数的铸造奥氏体不锈钢热老化状态评估研究

研究了应用磁性无损检测方法评估核电站主管道用铸造奥氏体不锈钢(CASS)的热老化状态,结果表明在400℃下热老化不同时间,CASS的冲击功随着热老化时间延长逐渐降低,受材料组织不均应等因素影响,单一磁性参数与CASS的热老化时间之间无对应的单调规律;以磁性多参数测试为基础,结合主成分分析和非线性多元回归对测得的磁性数据建立数学模型,对同一批材料的冲击功预测偏差在25%以内;磁性多参数表征方法可以克服单一参数评估带来的数据无规律性,在CASS热老化状态无损评估方面具有良好的工程应用前景。

核电站安全壳混凝土结构长期预应力预测模型初步研究

基于ACI209R-92、CEB-FIP(1990)、GL2000收缩与徐变模型基础,充分考虑了混凝土的收缩、徐变和预应力钢筋松弛的耦合作用后推导出安全壳长期预应力预测的计算模型。通过计算分析,其中基于CEB-FIP(1990)模型的预测值与实测值更为接近。采用3 000 h内的预应力监测值修正模型后,该模型对长期预应力值的预测更为合理。该研究成果为核电站的长寿期运行提供了很好的技术支撑。

碳化作用下安全壳混凝土结构耐久性研究

安全壳混凝土结构因其特殊性,对其耐久性方面研究成果较少,而碳化作用作为混凝土老化的主要机理之一,应进行重点研究。对安全壳混凝土试块进行快速碳化试验,取得不同龄期下安全壳混凝土碳化深度的变化规律;基于此规律,结合安全壳的实际环境因素,得出安全壳碳化深度随机预测模型。以碳化深度到达保护层厚度作为失效标志,使用Monte Carlo模拟得到不同服役年限下安全壳的失效概率,并拟合得出安全壳碳化失效随机概率预测模型。

核电站抗震支撑螺栓应力腐蚀开裂倾向研究与预防措施

初步分析了核电站抗震支撑螺栓应力腐蚀开裂的机理,并提出了核电站抗震支撑螺栓应对应力腐蚀开裂的预防措施。抗震支撑螺栓的应力腐蚀开裂主要是由于螺栓本身受力及特定的化学介质共同作用下,经过一定时间后所产生的脆断现象。通过抗震支撑螺栓应力腐蚀开裂机理的初步分析,希望为核电站进一步对抗震支撑螺栓定期的检查与管理提供有效的帮助,保证了核电站设备安全、稳定的运行。

堆芯中子通量测量系统指套管磨损分布规律及处理准则优化研究

目的分析堆芯中子通量测量系统指套管磨损分布规律,提出处理准则优化建议。方法统计了指套管在堆芯不同位置的磨损数量,分析了指套管磨损分布规律。结合指套管和导向管的结构特点和视频检查结果,分析了指套管的磨损原因,并提出了指套管磨损处理准则优化建议。结果指套管磨损位置主要集中在P1和P4两处,其中P1位置磨损数量最多,而P2、P3和P5位置磨损数量较少。P1和P4两处的指套管磨损形貌差异较大,在P1位置,由于指套管易发生方向随机的高频低振幅微动磨损行为,导致产生较窄的环槽形缺陷;在P4位置,指套管则易发生低频高振幅的微动磨损行为,导致产生较宽的楔形缺陷。结论指套管和导向管的结构特性、冷却剂流场等因素均对指套管磨损有较大影响,不同位置处指套管磨损缺陷形貌差异较大。有必要分别建立针对P1位置和P4位置的指套管磨损处理准则,使得核电厂对于指套管的磨损处理更有针对性,以有效延长指套管的服役寿命。

核电厂安全壳钢衬里的腐蚀防护与控制初探

安全壳钢衬里是防止核泄漏的第三道安全屏障,腐蚀是其主要老化机理之一。随着核电厂服役时间的增加,钢衬里腐蚀逐渐呈现上升的趋势,可能导致钢衬里的密封性下降,并影响核电厂的长寿期安全运行。根据国内外腐蚀事件及其检查数据,分析钢衬里的腐蚀机理和主要影响因素。为了有效探测与缓解钢衬里腐蚀带来的危害,展开了大面积快速扫描且能保持精度的钢衬里腐蚀检测初步技术研究。建议将超声检测纳入电厂钢衬里预防性检查,以降低钢衬里的腐蚀概率。

预应力混凝土安全壳模型施工期和后续使用性能分析

安全壳结构是核电站的一道重要安全屏障,其在施工期和后续使用期间的安全性备受关注。通过商业有限元软件ABAQUS建立安全壳结构模型(缩尺比例1∶3)研究在自重、混凝土收缩、预应力以及设计基准内压等荷载作用下安全壳的应力发展、变形情况以及开裂行为。计算结果表明,混凝土的收缩会使得受到约束的壳体底部大体积混凝土开裂。施加预应力后,孔洞周围混凝土会产生裂缝。在基准内压荷载作用下,部分裂缝会进一步扩展和延伸,但其他主体结构部分并未开裂。预应力钢筋的Von Mises应力有所增加,但并未达到钢材的屈服强度。研究结果可用于指导现有核电站的设计和施工。