反应堆压力容器堆芯支承块及附近下封头应力分析和评定

堆芯支承块用以限制堆芯吊篮的周向转动,其结构完整性影响反应堆的安全运行。为保证堆芯支承块的结构完整性,本文建立CAP1000反应堆压力容器下封头、堆芯支承块及部分筒体的三维有限元模型,进行热分析、结构分析、疲劳分析及断裂分析,并根据ASME B&PVC-III-NB-3200和ASME B&PVC-III-1附录G的相关规定对计算结果进行评定。结果表明,堆芯支承块及附近下封头满足上述规范的相关要求。本文所采用的分析方法可应用于百万级以上核电厂反应堆压力容器的堆芯支承块的分析。

模块式小型堆反应堆压力容器内支承环和筒体焊接残余应力数值计算

通过有限元数值模拟研究300mm厚模块式小型堆反应堆压力容器(RPV)内支承环和筒体焊接模拟件的残余应力分布,并采用小孔法测试验证计算结果。结果表明,模拟件焊缝区域径向应力沿厚度呈自平衡分布,上下表面区域径向应力为拉伸应力,内部为压缩应力;焊缝区域环向应力为基本拉伸应力,上下表面区域应力大于内部环向应力,峰值拉伸环向应力出现在距表面一定深度位置;最小环向及径向应力在焊缝中心线上的位置由模拟件第二步焊接工序完成后的焊缝金属高度决定;由于第一步和第二步焊接后模拟件刚度足够大,第一步焊接的焊缝金属表面位置处应力变化较大。

秦山核电二期工程反应堆压力容器支承设计

根据总体设计要求和设计输入要求,进行了秦山核电二期工程反应堆压力容器支承的结构设计和力学设计。介绍了该反应堆压力容器支承结构的材料及性能指标。通过分析计算表明,该设计满足总体设计的要求。

反应堆压力容器支承刚度和应力计算方法

基于CPR1000、EPR、AP1000反应堆压力容器支承,设计了一种反应堆压力容器支承,反应堆压力容器支承采用实体单元建模和接触单元的有限元算法模式,对反应堆压力容器支承进行了刚度和应力计算,反应堆压力容器支承刚度可用于核岛主设备动力学分析,反应堆压力容器应力分析和评定用于校验核岛主设备的安全性。反应堆压力容器支承刚度和应力计算方法可应用于新开发堆芯其它核岛主设备。

反应堆压力容器支承环应力分析和评定

采用有限元分析软件ANSYS11.0建立反应堆压力容器支承环三维模型。该模型能更为真实地模拟实际工程结构,再现实际工程的边界条件和外加载荷,有效降低模型简化导致的误差。根据RCC-M规范的要求,在反应堆最严重工况下对反应堆压力容器支承环进行应力强度评定。结果表明,反应堆压力容器支承环在反应堆最严重工况下满足RCC-M规范要求。

某反应堆压力容器分流裙座支承凸台尺寸控制

本文论述了某堆型反应堆压力容器支承凸台的结构特殊性，以及在装焊容器环缝时采取的特殊措施。

核反应堆压力容器精密检测

本文叙述了核电站反应堆大型压力容器几何尺寸检测的一整套精密工程测量技术方法 ,给出了检测技术工艺流程和主要数据处理模型。

高温气冷堆压力容器侧向支承地震易损性的敏感性分析

反应堆压力容器(RPV)侧向支承是高温气冷堆地震风险的关键贡献物项,对于反应堆地震安全至关重要。本文确定了高温气冷堆RPV侧向支承的地震易损性变量,分析出易损性变量因子的合理取值,计算得到侧向支承的地震易损性曲线和高置信度低失效概率(HCLPF)抗震能力,挑选出易损性变量中的关键参数,并研究了RPV侧向支承HCLPF抗震能力对易损性关键参数的敏感性。结果表明,侧向支承的抗震能力明显高于设计基准地震动,易损性对于关键参数变异并不敏感。

秦山核电厂辐照监督管支承、定位结构的热室改造

本文介绍了秦山核电厂辐照监督管支承、定位结构在303热室改造的内容、实施方案、改造的结果和取得的经验等：通过辐照监督管的修复及改造工作，在303热室建立了远距离操作的磨削装置和焊接装置，掌握了热室内进行磨削、焊接的关键技术，积累了强放射性核部件的修复和改造经验．

堆芯跌落事故下水力缓冲性能分析研究

对采用"水力缓冲+机械缓冲"技术的反应堆堆内构件二次支承结构缓冲性能进行分析,研究假想堆芯跌落事故(吊篮断裂)下反应堆堆内构件二次支承结构对吊篮组件的水力缓冲作用机理。基于Fluent动网格技术对吊篮组件跌落过程进行数值模拟,分析不同竖直间隙、冷却剂温度及初始流速下吊篮组件跌落过程的运动规律;基于LS-DYNA非线性动力分析程序分析跌落末端的冲击过程,研究二次支承结构水力缓冲作用效果。分析显示,堆芯跌落事故下,水力缓冲可以吸收缓解大部分跌落冲击能量,与传统缓冲结构相比,缓冲效果更佳,确保了反应堆压力容器(RPV)的结构完整性和堆芯稳定性。

BPVC-Ⅲ NH-2013

锅炉与压力容器规范第Ⅲ卷核设施部件建造规则第1册NH分卷高温1级部件 该分卷包含堆芯支承结构制造及安装所需的材料、设计、制造和检验要求。堆芯支承结构是指反应堆压力容器内对堆芯（燃料和转换区组件）提供直接支撑或约束的结构或结构件。