ASME与RCC-M标准关于核级阀门计算分析的应用

介绍了核电阀门计算分析时常用到的美国ASME规范和法国RCC-M规范,然后全面且详细地对比了两个规范在运行工况、载荷组合、应力准则、应力限值、主要部件评定等方面规定的异同点。对比结果说明,RCC-M和ASME规范在描述上、具体要求细节上存在些许差异,另外,在评定时RCC-M规范比ASME规范更保守一些。

RCC-M规范1993版与2000版S篇差异分析

RCC-M规范1993版和2000版S篇在我国在役和在建核电机组核级部件焊接领域应用广泛,二者差异主要体现在焊材验收、热处理、力学性能试验和焊接工艺评定等方面。通过差异分析和核安全评审实现焊接规范统一和工艺评定转移,可节省重复评定费用,降低管理成本,减少人因失误。

基于RCC-M规范的反应堆压力容器快速断裂分析与讨论

对2000版和2007版RCC-M附录ZG中的快速断裂分析评价方法进行对比分析。结果表明:2007版附录ZG的适用范围更广,分析评价过程相对简化,对材料老化的考虑也更加全面。以堆芯筒体段的快速断裂分析评价为例,对基准裂纹的方位参数进行敏感性分析,将2个版本的评价结果进行对比。结果表明:采用2007版附录ZG得到的评价结果安全裕量更大,同时增大了反应堆压力容器压力-温度(P-T)曲线的限制范围,扩大了核电厂运行操作空间。

核电站稳压器阀门接管应力分析

利用ANSYS程序5 3版本 ,对秦山二期核电站稳压器阀门接管进行了设计工况、正常和扰动工况、紧急工况、事故工况及水压试验工况下的应力分析 ,并按照RCC M规范的相关准则进行了评定 ,评定结果表明 ,该结构满足RCC

核级转子流量计测量管段应力分析与评定

为论证流量计在各种工况下是否保持结构的完整性,利用有限元分析软件ANSYS对流量计测量管段进行分析和改进。利用计算结果,严格按照RCC-M规范对转子流量计测量管段作了应力评定。应力分析评定结果表明,转子流量计测量管段满足RCC-M对安全3级设备结构完整性的要求。

整体顶盖锻件均质性评价

整体顶盖属截面尺寸不等的异形大锻件。调质后通过对整体顶盖的产品性能试料和解剖分析试料进行检验,其化学成分和力学性能指标不仅完全满足RCC-M标准的要求,而且具有良好的均匀性。

分析法设计规则在核一级管道设计中的应用

首先探讨了分析法设计的基本思想,然后根据RCC-M规范中有关规则,重点介绍了核一级管道分析法设计的基本内容与要求,并对设计规则应用中的一些问题进行了讨论.最后强调,在我国核管道设计现有基础上,应进一步加速全面推行分析法设计这一先进技术,将我国核管道的设计水平提高到一个新的水平.

某项目核取样系统管线应力评定分析

核电站安全壳是重要的安全防御边界,确保取样管线穿过安全壳时的结构完整性及安全性十分重要。为了确保安全壳的气密性和完整性,会在安全壳机械贯穿件中设置贯穿件膨胀节。但是,安全壳机械贯穿件上设置的膨胀节会对取样管线的应力计算产生影响;而不同类型的机械贯穿件,其上面设置的膨胀节连接形式不同,因此,对管道应力计算时的影响也不相同。介绍了RCC-M规范对取样管线与安全壳机械贯穿件膨胀节焊接时的应力分析和评价方法,重点研究A型机械贯穿件上设置的膨胀节对取样管线应力分析的影响,并给出了考虑贯穿件膨胀节对管道应力计算影响后导致管线不能满足RCC-M时的优化方案。该研究对核电站设计人员有一定的参考价值。

对4种国产核级焊接材料的评述

对国内两家公司提出的核级焊接材料J427HR焊条、埋弧焊用H08MnHR焊丝和SJ14HR焊剂及E5018-1焊条存在的问题进行了分析。认为这些焊接材料都不是焊材新品种,都可以为已有的标准焊材所涵盖,只不过由于用于核电产品,要求较严格而已。可采用标准焊材加附加要求的办法给予解决,这也是目前各国普遍采用的办法。

稳压器喷淋管线三通的热棘轮效应分析和评定

热棘轮分析是核电管道设计中重要的分析内容,压水堆(PWR)核电站一般基于Bree图对管道热棘轮效应进行规定,但当管道受到很大的热瞬态载荷时往往不能够满足此要求,需要进一步对管道棘轮安定性进一步分析。采用Chaboche非线性随动强化模型对PWR核电站中不能够满足RCC-M规范B3653.7章节的稳压器喷淋管线上的三通进行弹塑性分析,通过对RCC-M规范要求、模型简化方法、本构模型假定、压力和瞬态热载荷循环加载等方面的研究,利用ANSYS11.0软件对三通的热棘轮变形进行评定。分析结果表明,在345℃→20℃和10℃→240℃两个瞬态温度变化后膜应力出现峰值;在压力和瞬态热载荷共同作用下,膜应力最大位置在模型主管和支管的过渡位置。通过进一步对模型在10次循环载荷后的累积渐进性变形进行分析,结果表明,分析对象的塑性变形速度随着循环加载不断降低,具有循环硬化特征。模型的尺寸变形均远远小于3.5%,10次循环后的热棘轮变形对结构的塑性安定性影响很小,满足RCC-M规范对渐进性变形的要求。

对回火焊道标准化研究的几点思考

依据ASME标准第Ⅸ卷、Ⅲ卷和Ⅺ卷和法国RCC-M标准第Ⅳ卷中关于回火焊道焊接技术的规定,从工艺评定和实施应用两个方面对国外先进工业标准进行介绍。在此基础上结合国内外相关研究进行分析和总结,可以发现国外先进工业标准中的条例有其合理性,但是部分条例过于保守,使得修复成本增加。此外,回火焊道工艺评定中的变素均为对热循环条件产生影响的因素。为引进国外先进工业标准和促进国内回火焊道焊接技术的发展,应当深入研究相关条例。

核二三级管道疲劳分析方法简介

在核电站的建造设计过程中,为了防止管道失效,RCC-M规范规定,除了应考虑自重、压力和地震等载荷变化导致的应力变化外,还规定应该考虑热膨胀和热弯曲应力变化对管道疲劳的影响。RCC-M规范B3650篇明确规定核一级管道必须进行详细的疲劳分析,而二三级管道需要按照C3112篇疲劳排除方法来确定是否需要做详细疲劳分析。不能满足疲劳排除原则的核二三级管线进行详细疲劳分析,能够满足疲劳排除原则的管线不需要进行详细的疲劳分析,但需要在管道应力计算时考虑应力范围减弱系数。详细介绍RCC-M规范中疲劳排除以及应力范围减弱系数的计算方法,并以核取样系统为例,具体说明核二三级管道系统在设计过程中如何考虑疲劳效应。结果表明,经受温差和压差较大载荷时,核二三级管道也需要进行详细的疲劳分析;而承受次数较多但温差和压差不大载荷时,重点考虑应力范围减弱系数对管道应力计算的影响。

稳压器抗震分析简化力学模型探究

本文研究核电站稳压器抗震分析模型的建立方法。针对某堆型的稳压器,分析内部冷却剂的液面晃动效应及处理方法;对比分析节点个数、筒体壁厚、集中质量等因素对简化模型固有频率的影响,确定了稳压器抗震分析模型的简化原则。针对最终模型进行模态分析,并对计算结果进行评价。

核承压设备破坏性试验系统的建立

为满足核承压设备检验的需要,东锅公司在充分消化RCC-M规范、吸收法国Framatome公司经验的基础上,结合东方锅炉实际,建立了一套既符合RCC-M规范,又适合本公司具体情况的核承压设备破坏性试验系统。该系统处于国内领先水平。简要介绍该破坏性试验系统。