在役环境下典型核设备疲劳累积使用因子的计算

核设备设计寿命的计算需要考虑在役环境的影响,但由于当前通用各规范疲劳曲线均未涉及在役环境影响,因此可通过环境因子对疲劳累积使用因子进行修正。在环境因子修正过程中,提出3种不同的参数值修正方法。基于上述方法对疲劳累积使用因子进行修正,同时与空气环境下疲劳累积使用因子进行对比。对比发现,考虑在役环境的疲劳累积使用因子比空气环境中疲劳累积使用因子有明显提高。另外,对热-结构场结果直接进行环境因子的参数值转化比瞬态组合后进行参数值转化更为保守。

核电厂仪表管线振动应变限值研究

汽轮机高压缸进汽管道上仪表管线的振动疲劳断裂造成某CPR1000核电机组多次停机,带来巨大经济损失。基于管道材料的疲劳强度限值,计算了无限寿命对应的允许应变范围限值。基于实际振动应力测试数据和管道材料的设计疲劳曲线,通过对应力数据的雨流统计和疲劳累积使用因子计算,反向计算了给定运行时间内管线有限寿命对应的允许应变范围限值。所提出的计算方法可应用于对具有稳态振动特征的管道进行应变范围限值确定,具有实际工程应用价值。

核电厂热疲劳监测技术研究

核电厂安全运行和设备寿命管理已成为核工业领域关注的重要问题，尤其是如何准确地确定超设计寿命电厂的典型设备老化参数（如应力、累积使用因子等）。然而，目前大多核电厂疲劳监测系统都是基于ASME规范研发的，未分析管道内环境对疲劳分析的影响。本文提出了一种满足美国核管会（NRC）RG1.207导则的疲劳监测方案，该方案将考虑环境因素对疲劳分析的影响。同时，新的疲劳评估方法具有通用性，可结合核电厂DCS运行数据，为电厂延寿提供数据支持。

AP1000堆芯补水箱硼化补水对平衡管疲劳影响的评估

在正常运行期间,AP1000堆芯补水箱(CMT)完全充满高浓度硼水,通过入口平衡管与一回路相通,由于其上部取样口位置靠近接管嘴,定期监督取样发现硼浓度频繁低于要求而需要硼化补水。通过在入口三通管安装临时仪表,监测发现补水期间CMT入口平衡管三通处出现热分层,表明补水对三通的疲劳寿命产生影响。采取了提高CMT硼浓度上限和降低取样口位置的优化改进措施,疲劳监测系统评估表明,改进后疲劳使用因子增加速度显著降低,即使考虑冷却剂环境影响,寿期内的累积使用因子仍满足疲劳限值要求。

反应堆压力容器加工误差影响分析

利用通用商业有限元软件ANSYS,采用弹性分析方法对反应堆压力容器下封头过渡段进行应力分析,并采用RCC-M规范予以评定。分别对无加工误差情况,以及过渡段最薄部位减薄3%、6%、10%、20%及30%等5种加工误差情况进行应力分析及评定。分析结果表明:除减薄30%情况下,压力容器下封头结构的应力超出了规范规定的限值之外,其他加工误差情况下,反应堆压力容器下封头过渡段依然能够满足规范的要求。