压力温度限值曲线计算与比较分析

核电厂在启停堆过程中必须将压力和温度控制在限值范围内,即压力温度限值曲线(P-T曲线)所允许的范围内,以防止反应堆压力容器发生脆性开裂。以法国的RCCM规范、美国的ASME规范和我国的核行业标准EJ/T918为对象,对比分析P-T曲线各自的计算方法,讨论了所采用的保守假设对计算结果的影响。研究表明,选取材料静态断裂韧性KIC计算P-T曲线将会增加核电厂启停堆过程中的操控空间;与最新版国外规范比较,我国行业标准EJ/T918的计算结果显得过于保守。

温度相关参数对反应堆压力容器压力温度限值曲线的影响研究

核电站在启停堆过程中,需要将压力、温度控制在压力温度限值曲线(P—T曲线)所规定的范围内。在P—T曲线的制定过程中,涉及与温度相关的参数包括升降温速率、一回路流体温度和裂纹前缘温度。对比分析最新版ASME(American Society of Mechanical Engineers)规范和RCCM(Design and Construction Rules for Mechanical Components for PWRNuclear Islands)规范在P—T曲线计算方面的差异,基于2007版RCCM规范提出新的P—T曲线计算流程,通过数值算例分别研究温度相关参数对基于ASME规范和基于RCCM规范得到的P—T曲线的影响。数值分析显示温度相关参数的影响与所采用的标准、升降温工况等因素有关。研究结果可供P—T曲线工程计算参考,有助于核电站安全、可靠的使用反应堆压力容器。

反应堆压力容器压力-温度限值曲线分析方法研究

核电厂在反应堆启、停堆过程中必须将压力和温度控制在一定范围内,即压力-温度限值曲线(P-T曲线)所允许的范围内,以防止反应堆压力容器发生脆性开裂。本文论述了反应堆压力容器P-T曲线制定的防脆断设计的基础理论,总结了EJ/T 918-94规范和RCC-M 2007规范中关于P-T曲线的计算方法和分析流程,采用ANSYS APDL编程实现了P-T曲线的自动分析,并对RCC-M 2007规范中的P-T计算分析方法进行了完善,对计算结果进行了对比分析,研究表明EJ/T 918的计算结果过于保守。

用RT_(T_0)取代RT_(NDT)分析国产某核压力容器压力-温度限值曲线的效益

ASME规范和美国联邦法规规定了核反应堆压力容器(Reactor pressure vessel,RPV)在正常启、停堆过程中及水压试验时的压力和温度限值,2013年版ASME规范直接纳入了Code Case N-629,即同时接受了RTT0和RTNDT两种参考温度表征的材料断裂韧性KIc下包络线。本文对比分析采用KIR-RTNDT、KIc-RTNDT和KIc-RTT0三种断裂韧性取值方法所确定的压力-温度限值曲线(P-T曲线),以国产某台RPV为研究对象,计算了在40年设计寿期末和延寿期的P-T曲线。结果表明三者差别很大,基于KIc-RTT0下包络线拓宽了P-T运行窗口,甚至无需担心该容器在启停堆过程中会发生脆断,KIc-RTNDT曲线的计算结果偏保守,而由KIR-RTNDT给出的结果过于保守。研究结果为该电站的运行和延寿的可能性提供了支持。

反应堆压力容器压力-温度限值曲线参数敏感性分析

该文介绍了2007版RCCM规范和2010版ASME规范对反应堆压力容器压力温度(P-T)限值曲线计算的改进,并基于2007版RCCM规范提出了新的P-T计算流程。通过3D有限元分析,研究了裂纹尺寸、降温速率、应力强度因子塑性修正、堆焊层结构等因素对P-T曲线的影响。数值分析表明裂纹尺寸和堆焊层结构对P-T曲线有较大影响;应力强度因子塑性修正过程对P-T曲线影响有限;若参考RCCM规范计算P-T曲线,则降温速率对计算结果影响较大;若参考ASME规范计算,则降温速率对计算结果影响不大。