反应堆压力容器检查机周向旋转臂的精度修正

反应堆压力容器检查机(reactor pressure vessel inspection machine,RPV检查机)周向旋转臂的精度影响在役检查中超声数据的质量。分析了回程误差在齿轮传动的位置伺服系统中对精度的影响。给出了一种回差修正方法:依据实际测量数据计算回差值;设置换向阈值以避免由于系统中微小颤动导致误判断;逐次分解回差值,防止修正影响系统稳定性。针对RPV检查机的周向旋转臂应用该修正方法,在不影响系统的稳定性、不产生超调的前提下,实现了提高旋转臂精度的目的。通过对修正前后超声数据对比,验证了该方法的有效性。

反应堆压力容器检查机主立柱同步运动研究

反应堆压力容器检查机的主立柱部套是检查机于容器轴向定位和用于超声视频检查的关键部套,其运动的精准性对反应堆压力容器检查机的定位精度和可靠性具有重要影响。对实际制造装配进行研究,并通过理论计算,分析并确认了主立柱运动不同步的两个关键原因,最后通过装配工艺的改进,完成了主立柱伸缩管三组钢丝绳于水平状态下的预紧力及各端调节螺纹长度的调试,调试完成后经测试能够满足竖直状态下主立柱各级伸缩管同步运动的设计要求,精度满足使用要求。

反应堆压力容器检查机支撑腿的设计及可靠性研究

反应堆压力容器检查机的支撑腿结构起定位和支撑作用,其结构的合理性对反应堆压力容器检查机的定位精度和可靠性具有重要影响。针对第三代核电站EPR堆型核反应堆压力容器结构,设计了具有自动定心功能的支撑腿结构。采用有限元方法分析了支撑腿结构的可靠性,并进行了验证力学试验。试验结果印证了相关理论分析结果,证明该支撑腿结构的设计是合理可行的。

反应堆压力容器顶盖O环槽自动清洗及检查机器人设计与分析

针对核电站大修期间反应堆压力容器顶盖O环槽人工清洗检查效率低、人员辐照剂量大,顶盖支腿及生物屏蔽体等限制顶盖下方安装和调整导轨不方便,自动化清洗检查难度大等问题,开发了免导轨自动行走定位技术,设计了一种基于压力容器顶盖侧壁和上端面自动行走定位的顶盖O环槽自动清洗及检查机器人。机器人采用干法清洗,远程视频检查和控制的方法对顶盖O环槽进行清洗和检查。机器人本体采用7075铝合金制作,配合行走机构上的主、从动轮实现沿顶盖侧壁弧面和上端面自动行走,并依靠压力容器顶盖上的螺栓孔实现可靠定位;通过底部限位机构和安装在弧形轨道上的清洗机构对O环槽表面进行自动清洗,利用视频检测单元和吸尘过滤机构分别实现清洗后的环槽表面质量检测和表面附着物清理。该机器人解决了传统人工清洗检查不方便、效率低、人员辐照剂量大及自动化清洗检查难度大的问题。将顶盖清洗检查机器人的模型简化后导入ANSYS软件进行有限元分析,得到应力云图和变形位移图,通过分析验证了结构设计的可靠性及合理性。

反应堆压力容器筒体环焊缝超声检查装置直线伸缩仿真分析

核反应堆压力容器筒体环焊缝关系着核反应堆压力容器的安全运行,为了有效避免安全事故的发生,必须对该类焊缝进行无损检测。本文对反应堆压力容器筒体焊缝超声检查装置直线伸零部件进行仿真分析,确保其能够按照相关检查规范要求有效的对该处焊缝进行超声检查,保证设备在运行过程中可靠性。

反应堆压力容器筒体环焊缝超声检查装置传动系统分析

核反应堆压力容器筒体环焊缝关系着核反应堆压力容器的安全运行,为有效避免安全事故的发生,必须对该类焊缝进行无损检测。本文对反应堆压力容器筒体焊缝超声检查装置传动系统进行分析,确保其能够按照相关检查规范要求有效地对该处焊缝进行超声检查,保证设备在运行过程中的可靠性。

AP1000反应堆压力容器主螺栓孔检查设备定位行走分析与研究

与我国常规M310机组不同,AP1000机组反应堆压力容器为一体化顶盖设计结构,其主螺栓孔检查必须在一体化顶盖法兰面上进行检查,故进行了检查设备定位行走分析与研究,设计了一套气动控制系统。经试验验证,检查设备缺陷二维测量精度高于0.1 mm,其行走定位过程中深度偏差小于1 mm,使检查设备能够在顶盖法兰面上沿圆弧自动行走,并实现主螺栓孔精确定位。

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。

反应堆压力容器“set-on”集成化锻造结构多物理场耦合模拟研究

核反应堆压力容器(RPV)传统采用独立锻件通过焊缝连接的结构形式,由于焊缝为铸态金属组织,属失效分析中的薄弱环节,因此采用集成化锻造结构,确保承压焊缝质量,是提升RPV安全可靠性的重要方法。但是,集成化后的锻造结构存在几何异形、结构复杂、壁厚差异大等问题,其材料组织与性能调控难度大幅增加。针对上述问题,以核电RPV接管“set-on”结构形式为对象,基于结构导热微分及等温转变叠加理论,建立了锻造结构温度-组织-应力的多物理场耦合模型,以调质热处理的奥氏体化及淬火冷却两个阶段为对象,结合淬火冷却介质流-固耦合分析方法,获得锻造结构不同位置处材料组织与性能变化的定量规律,并明确了其关键影响因素。

反应堆压力容器无隔离层对接焊工艺研究

通过开展反应堆压力容器接管与安全端无隔离层对接焊模拟试验,以及焊接接头性能试验和无损检验,验证提出工艺的合理性及焊接接头可靠性,为反应堆压力容器接管与安全端焊接结构设计制造提供支撑。

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。

反应堆压力容器主螺栓孔的视频扫查装置

反应堆压力容器螺栓孔是压力容器顶盖设备的重要组成部分。由于每次换料大修均需通过主螺栓的旋出和旋入来开关反应堆压力容器顶盖,故主螺栓孔容易产生接触损伤。针对此问题,开发了一套螺栓孔内表面视频扫查装置,介绍了该装置的研制方案和系统构成,并对其进行了功能测试,对压力容器的螺栓孔进行检查,测试结果表明,该装置可以在压力容器法兰表面绕中心轴周向行走,运动准确,可靠性好,采集的视频图像清晰,畸变率低,满足使用需求。同时,该套视频扫查装置集成程度高,操作简单,兼具手动及自动模式,可显著降低现场工作人员承受的辐射剂量,提高在役检查的效率。

新型反应堆压力容器主螺栓螺纹副性能试验研究

以国内某新型号压水反应堆压力容器主螺栓螺纹副为研究对象,对其进行了各安装工况下的旋拧模拟试验和拉伸标定试验。结果表明:新型主螺栓螺纹副的各安装参数推荐值可为主螺栓安装偏心度应不大于0.5 mm,主螺栓旋转速度应不大于30 rad/min,主螺栓剩余平衡配重应不大于40 kg,主螺栓允许的最大旋转力矩可不超过90 N·m;新型主螺栓剩余拉伸量计算值与拉伸标定值几乎一致,新型主螺栓绝对拉伸载荷与剩余拉伸载荷比值约为1.22,在工程经验范围值内,证明了新型主螺栓螺纹副结构设计的合理性,且新堆型主螺栓在所有工况下拉伸过程中的最大允许绝对拉伸量为4.13 mm。

反应堆压力容器主螺栓表面缺陷的线激光测量与涡流检测对比

涡流检测是核电站反应堆压力容器主螺栓的主要检测方式,该方法主要用于对螺纹根部的缺陷进行表面检测。线激光测量技术是一种近年来新兴的非接触测量方式,通过高速激光扫描实现物体表面形貌的大面积、高分辨率测量,具有快速、非接触及高精度等特性。采用两种方法对反应堆压力容器主螺栓进行检测,试验结果表明,两种方法均可对其缺陷进行有效检测,线激光技术能精确到微米级,测量结果更加直观,且容易定量、定性,为主螺栓检测中的缺陷判定提供了可靠的数据支撑;两种检测方法各有优劣,实际检测时应取长补短,从而为反应堆压力容器主螺栓提供更加智能化、高效的检测方案。

焊后热处理对核反应堆压力容器用16MND5钢组织和性能的影响

采用光学显微镜、透射电子显微镜,通过拉伸、冲击和落锤试验等方法研究了焊后热处理温度和保温时间对16MND5钢的组织和力学性能的影响。结果表明:经模拟焊后热处理后16MND5钢的室温和350℃抗拉强度和屈服强度都呈下降趋势,且下降幅度随焊后热处理温度的升高和保温时间的延长而增大;焊后热处理时间的延长导致钢的冲击性能小幅度下降,焊后热处理温度对冲击性能的影响并不明显;焊后热处理后的钢基体中弥散分布的细小第二相粒子数量减少、尺寸增大,导致钢的强度降低。

一种核电反应堆压力容器支座安装技术及质量控制

反应堆压力容器是核电站核反应承压容器,为核反应提供一层防护屏障。反应堆压力容器支座作为反应堆压力容器支撑主要部件,承载反应堆压力容器本体质量及核反应堆运行期间全部重量,反应堆压力容器支座安装主要工作包含:反应堆压力容器支座调整及临时固定、定位螺栓孔加工、反应堆压力容器支座最终固定等工作。其主要质量控制工艺为反应堆压力容器支座定位调整工艺、钻孔工艺、镗孔工艺、攻丝工艺等。

VVER-1000型反应堆压力容器辐照监督大纲优化可行性研究

田湾核电站1、2号机组是国内引进的首批俄罗斯VVER-1000型机组,其反应堆压力容器内壁焊接有6套辐照监督组件用以监督压力容器材料的辐照脆化状态。由于设计超前因子较低,导致前期辐照监督组件抽取过多,影响机组延寿期间的安全性论证,且当前的抽取计划与机组长周期后的换料大修计划存在冲突,因此通过对现有试验数据的分析,结合理论计算的方法,评估推迟辐照监督组件抽取的可行性,为机组延寿留有更多的监督样品以及使得辐照监督的抽取计划与大大修计划保持一致。

核反应堆压力容器主螺栓夹紧式支撑法兰设计

核反应堆压力容器主螺栓支撑法兰是反应堆压力容器主螺栓超声扫查的重要附件,针对不同堆型的主螺栓,从通用性角度出发,设计出一种可夹紧式支撑法兰,通过实验对传统支撑法兰与可夹紧式支撑法兰进行了性能对比,实验测试结果表明,该支撑法兰较传统支撑法兰安全性及稳定性均有所提升,可满足主螺栓超声检验的需求。

脉冲电流作用下核反应堆压力容器修复延寿技术

核反应堆压力容器钢的使用年限直接决定了核电站的服役寿命。压力容器钢在中子辐照环境下长期服役会逐渐产生大量位错环和纳米团簇缺陷,导致材料脆化甚至失效,严重威胁核反应堆的安全运行。传统退火处理可使材料性能部分恢复,但需对压力容器进行整体拆卸,导致反应堆长时间停堆,造成巨大经济损失。作为一项绿色高效的技术,脉冲电流“原位”修复处理为实现核反应堆压力容器服役延寿提供了新途径。简要综述了脉冲电流修复机理、服役寿命预测方程构建以及实用案例,对未来核反应堆关键构件延寿技术的发展具有重大意义。

反应堆压力容器一体化进出口接管结构优化

为适应核反应堆小型化发展需求,提出四种一体化进、出口接管方案,采用数值模拟方法,分析流场特征,从降低流体压降角度出发,优化一体化进、出口接管结构。