美国压水堆RPV延寿分析研究及中国RPV延寿之关键问题

以美国Point Beach-2 60年延寿执照更新为例,论述基于中子辐照脆化机理的时限老化分析——承压热冲击分析、上平台能量分析和压力-温度限值曲线计算分析;在介绍美国RPV延寿期内辐照监督要求和新技术开发应用的基础上,参照法国核电法规要求,重点分析了中国在RPV中子辐照脆化评估中的几个关键问题。

法国900MWe压水堆RPV中子辐照脆化寿命管理策略研究

针对法国压水堆(PWR)核电站,介绍其长寿命运行计划情况,分析反应堆压力容器(RPV)辐照监督大纲和评价方法,总结已有辐照监督数据,重点论述法国实施的RPV中子辐照脆化寿命评价技术和管理策略、研发活动等,以期对我国开展RPV中子辐照脆化寿命管理提供有益的借鉴作用。

基于Ansys软件参数化专用模块的RPV 辐照脆化断裂评估

反应堆压力容器(RPV)是核安全一级部件,在设计阶段需要进行含假想裂纹的断裂力学安全性能评估,并且在运行过程中若发生超出设计运行压力-温度限值曲线(P-T曲线)时,也需要进行含假想裂纹的断裂力学安全性能评估。基于Ansys软件自身的APDL语言开发了RPV辐照脆化评估专用参数化(插件)模块,专用模块集成了模型基本信息输入、温度场计算、应力场计算、断裂参量计算、依据RCC-M规范进行安全评估等方面的分析能力。专用模块规范了计算过程,避免了人因干扰,可满足工程上的快速、准确的安全评估要求。验证结果表明,参数化专用模块的分析结果与某核电厂原设计报告中相关瞬态的分析结果偏差均可控制在3%左右。

RPVPTS分析中二次应力塑性修正因子ρ的精确值

根据R6规范第四版Ⅲ.3.3.1节内容,推导出一种二次应力塑性修正因子ρ的精确计算方法。有限元计算出了某反应堆压力容器(RPV)在承压热冲击(PTS)瞬态时的ρ精确值,并用以分析了R6规范第Ⅰ章基本方法中ρ因子的保守性程度,讨论了ρ因子保守性对结构安全裕量(SM)的影响。研究结果表明,本文的分析案例中,R6规范第Ⅰ章基本方法中ρ因子的保守程度均在20%以上,由此引起断裂韧性SM的保守性也均在4%以上,并且断裂韧性SM的保守性随裂纹前沿温度的增加而增大。因此,当希望利用失效评定图(FAD)获得结构SM的精确评定时,有必要有更精确的ρ因子解。

基于弹塑性本构的RPV顶盖贯穿件焊缝安定性分析

对CRDM贯穿件建立带J形焊缝的有限元分析模型,选取基于应力应变曲线的非线性随动强化Chaboche模型,依据ASME B&PVC-III-1-NB-3228.4的规定进行材料塑性条件下的安定性分析.结果表明:塑性安定性分析方法可以有效降低分析的保守性,材料弹性假定下安定性无法保证的区域可以通过塑性安定性分析得以保证.

RPV模拟钢热时效过程中碳化物与基体界面元素的偏聚

研究不同磷含量的反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)模拟钢在880℃固溶,400℃不同时间时效后碳化物周围元素的偏聚.结果表明,低磷和高磷模拟钢在时效过程中均发现板条内碳化物与基体界面处存在磷偏聚,偏聚程度与晶界一致.高磷样品时效150 h,P,Si和C同时在厚度约为20 nm的范围内富集,其浓度为基体的2倍;高磷样品时效500 h,在Fe_3C与基体的界面处分别存在厚度为7 nm的P和Si偏聚层,其中P偏聚在近Fe_3C一侧,Si偏聚在近基体一侧,Si的偏聚阻碍了碳化物的长大.

RPV主螺栓螺纹剪切应力工程计算的探讨

不同标准资料对于螺纹剪切应力计算的方法有差异。讨论了KTA 3201.2、VDI 2230、ASME B1.1、GB/T 14791和《机械设计手册》中螺纹剪切面积的计算方法。结果表明,KTA 3201.2、VDI 2230、ASME B1.1和GB/T 14791中的螺纹剪切面积计算方法相同,笔者认为该方法较为合理;《机械设计手册》中的螺纹剪切面积名义值偏大,但引入较小的系数后其计算值可能偏小。KTA 3201.2等标准中的螺纹剪切应力计算公式已满足工程设计需求,但若需得到更真实准确的结果,建议通过试验或有限元分析的方式来确定。

临界热通量下反应堆压力容器的极限承载能力研究

熔融物堆内滞留(In-vessel retention,IVR)已成为核电厂处理堆芯熔融严重事故的一种有效管理策略。为使IVR成功,既要满足热失效准则,保证反应堆压力容器(Reactor pressure vessel,RPV)的局部热通量低于堆腔内冷却剂的临界热通量(Critical heat flux,CHF),也要确保RPV的压力边界完整性,避免发生结构失效。为此,需要对CHF下RPV的结构完整性进行分析。对CHF下某堆型的RPV进行热分析,得到了RPV器壁局部熔化后的有效几何模型和沿壁厚的温度分布。进而,考虑热载荷和压力载荷作用,对该RPV模型进行极限载荷分析和IVR 72 h蠕变分析,确定RPV的极限承载能力。结果表明,IVR初始时刻4.9 MPa内压作用下该RPV最薄器壁径向截面全面屈服,达到对应的极限条件;72 h后3.6 MPa内压下的最大局部蠕变应变为4.1%,而3.7 MPa下则高达42.5%。因此,可将3.6 MPa视为该堆型RPV在CHF工况下72 h内的极限载荷。

反应堆压力容器螺栓法兰连接设计与改进

反应堆压力容器(RPV)螺栓法兰连接设计应避免螺栓卡涩并减少螺纹损伤,在RPV主螺栓安装及运行过程中一旦发生主螺栓或螺孔螺纹损伤事故,势必会影响核电站安装或换料的正常进行,增加维修成本,进而影响整个核电站的经济效益。以M310堆型RPV为例,对主螺栓与法兰螺孔的设计进行分析和讨论,并结合核电厂安装及运行中出现的典型螺纹损伤案例,对螺纹损伤原因进行分析,最后对螺栓法兰设计提出改进建议,以减少RPV主螺栓和螺孔螺纹损伤事故,降低螺纹损伤的风险。

反应堆压力容器安注过程瞬态传热特性研究

按1:10的比例建立了反应堆压力容器直接安注的试验模型,进行了流动可视化、常温常压下的传热与高温高压下的传热试验,并在试验研究的基础上,利用FLUENT5.4商用软件进行了数值模拟研究。通过研究获得了反应堆压力容器直接安注时的瞬态传热系数、流体的混合函数及瞬态温度的变化规律,为反应堆压力容器在安注时的承压热冲击分析提供了重要的依据。

反应堆压力容器用Inconel 718合金O形环密封性能

基于二维轴对称非线性弹塑性模型,对反应堆压力容器（RPV）用Inconel 718合金O形密封环进行了有限元分析,在实验验证的基础上探讨了O形环压缩率、截面直径、管材壁厚和环外径等关键参数对密封性能的影响.结果表明：压缩率对其密封面接触应力分布、大小以及变形特性有重要影响;增加O形环截面直径可提高其回弹性能,但也会引起密封线比压的下降,而壁厚对回弹量和线比压的影响与截面直径相反,但O形环外径对其回弹量和线比压的影响较小;工程上推荐RPV用O形密封环的压缩率控制为12%~16%、截面直径选择12.7 mm左右、壁厚取1.35~1.65mm,此时O形环可以达到较好的密封性能.

承压热冲击瞬态下反应堆压力容器下降环腔内三维热工水力分析

以压水堆核电厂承压热冲击分析评定技术研究(PTS确定性分析方法研究项目)为背景,针对核电厂PTS瞬态下RPV下降环腔内热工水力分析问题,基于通用计算流体动力学软件Fluent,采用合适的对流换热分析和湍流模型,建立了RPV下降环腔内的三维热工流场分析模型,模拟分析RPV下降环腔内的三维流动与换热情况。重点模拟得到了RPV下降环腔内的三维流场分布和RPV内壁面的温度分布,并且在某些瞬态时刻得到了典型的热工水力现象即羽流(Plume)现象。得到的RPV下降环腔内详细的热工流场数据和羽流现象,为PTS下RPV应力分析和完整性提供了热工数据。

国产反应堆压力容器材料—回路水环境疲劳设计曲线初探

硫含量、应变速率、温度、水中溶解氧含量等环境因素对反应堆压力容器(RPV)材料在高温高压水中环境疲劳寿命有重要影响。分析了将环境因素引入疲劳设计曲线的几个主要模型:统计模型、修正因子模型和国内新提出的模型(Wu模型)。分别采用这三个模型对国产RPV材料环境疲劳设计曲线进行了计算,并将计算结果与ASME规范中的疲劳设计曲线进行了对比。在应变幅值低于0.15%时,ASME曲线更保守,而应变幅高于0.15%时,结果相反。

反应堆压力容器整体顶盖锻件制造质量控制研究

以目前国内二代改进型压水堆核电站反应堆压力容器整体顶盖锻件的制造工艺为基础,重点描述了炼钢和铸锭、锻造和成型、热处理三大关键工艺,并介绍了国外成熟的RPV整体顶盖锻件成型工艺。针对各种不同的生产工艺,提出了相应的质量控制要求。

时效工艺对反应堆压力容器钢中富Cu团簇析出的影响

反应堆压力容器（RPV）模拟钢样品经880℃加热0．5h水淬，再经过660℃加热10h调质处理，随后在340～400℃进行不同时间的时效处理，测量了维氏硬度，并采用原子探针层析技术（atomprobetomography，APT）研究了富Cu团簇的析出过程。APT分析结果表明，RPV模拟钢淬火后经400℃时效100h的样品中析出了富Cu团簇，团簇的数量密度为1．69×10^23m^-3；模拟钢在调质处理后，经400℃时效1000h时效处理后才析出了富Cu团簇，团簇的数量密度为6×10^22m^-3。研究结果表明，同调质处理后时效相比，模拟钢淬火后直接时效可以更好地模拟RPV钢经中子辐照后富Cu团簇的析出。

不锈钢冷堆工艺对SA-508Gr.3 Cl.1钢裂纹敏感性的影响分析

为了分析不锈钢冷堆工艺对母材裂纹敏感性的影响,采用实际产品堆焊参数进行了堆焊试验,结合裂纹产生机理,分析了合金化学成分及热处理工艺对低合金钢裂纹敏感性的影响。研究表明,SA-508Gr.3 Cl.1钢在SA-508Gr.2 Cl.1钢的基础上,减少了硬化元素含量,严格控制氢含量,降低了再热裂纹和氢致裂纹的敏感性;堆焊前对母材进行预热,堆焊后进行后热处理或消除应力热处理,进一步抑制了母材氢致裂纹的产生。在不预热的情况下进行耐蚀层的堆焊,对低合金钢母材及热影响区的热影响较小。通过磁粉及液体渗透检验,过渡层与母材的交界处及熔合线下3 mm的范围内无显微裂纹等缺陷,不会增加低合金钢母材及热影响区层下裂纹的风险,减少了堆焊层在高温的停留时间,降低了产生硬脆相的可能,使堆焊层质量更加可靠。

核反应堆压力容器模拟钢中纳米富Cu相的变形特征

提高了Cu含量的核反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)模拟钢样品,经过880 cC水淬、660℃调质处理和400℃1000～4000 h的等温时效处理,观察到纳米富Cu相的析出;随后进行20%～30%冷轧变形,采用萃取复型(extractionreplica,ER)和高分辨透射电镜(high resolution transmission electron microscopy,HRTEM)的方法研究纳米富Cu相的变形特征.研究结果表明,镶嵌在α-Fe基体中的纳米富Cu相,在冷轧变形时的变形机制较为复杂,存在多种变形方式.当纳米富Cu相的晶体处于有利取向时,可以跟随基体一起发生滑移变形,表现为"软"颗粒的特性;当晶体处于不利取向时,会发生孪生变形,甚至诱发马氏体相变,有时生成"轮毂辐条"状的孪晶结构,大大提高了纳米富Cu相继续变形时的抗力,表现为"硬"颗粒的特征,因而析出纳米富Cu相会产生明显的强化作用.

化学成分以及辐照条件对压力容器钢中子辐照损伤的影响

在核电站反应堆中,压力容器作为压水堆的第二道安全屏障,在压水堆安全运行和防止核泄漏方面发挥着极为重要的作用。反应堆内的中子辐照会引起压力容器钢微观结构的变化,进而降低其力学性能,影响核反应堆的安全。总结了中子辐照下压力容器钢及其模型合金中形成的缺陷,并进一步综述了化学成分和中子辐照条件,包括铜、镍、磷、锰、硅和铬等元素,中子注量以及中子注量率等参数对压力容器钢中子辐照损伤的影响。

具备三代核电安全功能特征的RCI系统冷却剂流道设计

田湾5、6号机组核岛设计在充分吸收福岛核事故经验反馈的基础上,采纳先进三代核电的熔融物堆内滞留(IVR)安全设计理念,设置了堆腔冷却剂注入(RCI)系统。为实现RCI功能,反应堆压力容器(RPV)保温层需与RPV以及堆坑壁之间形成具有一定间隙的稳定可靠的冷却剂流道,而该流道的设置给RPV保温层带来了支承热桥引发的热量耗散问题。文章基于有限元分析等手段,通过通风条件及支承结构优化,解决了支承热桥引发的热量耗散问题。

反应堆压力容器“C”形密封环的研制

介绍反应堆压力容器用C形密封环的主要制造工艺和技术关键,以及冷、热态性能试验等。研制的C形环已达到了设计技术要求,并成功地用于制造M310反应堆压力容器的水压试验考核。