关于核安全2、3级泵抗震分析中几个关键问题的讨论

讨论了核安全2、3级泵在地震、自重、内压和接管等载荷作用下的结构完整性和可运行性评价中的几个关键问题,提出了在抗震分析中采用实体单元代替壳、梁单元并增加局部最大应力的限值,以及对锚固螺栓的完整性校核进行规范等改进建议。

核电厂专设安全系统仪表漂移特性统计分析

介绍核电厂安全相关仪表漂移特性的统计分析方法,通过对仪表漂移特性的研究,有利于评价其性能,确定最优的标定间隔,减少计划停堆次数和时间,提高机组容量系数,减少运行和维修成本。

空心等厚圆盘可靠性寿命分析

以等温等厚空心圆盘为对象,考虑体积因素对部件寿命可靠性的影响,对其可靠性寿命进行研究。分别采用等效体积法和类似有限元法计算等效圆盘的寿命,并对这两种方法进行分析比较,从而验证考虑体积的计算方法的正确性。

田湾核电站反应堆压力容器承压热冲击分析

反应堆压力容器(RPV)是核反应堆中不可替换的关键设备。田湾核电站在役前检查阶段,发现反应堆压力容器2#焊缝存在超标缺陷,2#焊缝处于堆芯筒体段,属强辐照区。为评价该缺陷的可接受性,采用有限元方法对反应堆压力容器2#焊缝进行了承压热冲击分析,在分析中考虑了小破口失水事故和安全阀误开启这两种最严酷工况。计算结果表明:有限元分析的结果与外国专家推荐方法的计算结果基本吻合,且田湾核电站反应堆压力容器2#焊缝寿期末的脆性转变温度小于最低容许脆性转变温度,能满足防脆断的设计要求。

核电失效数据库的发展现状

受日本福岛核事故影响,我国的核电政策由积极发展改为谨慎前行,国家核安全监管部门对运行和在建核电厂开展了核安全检查,对核电站设备的安全可靠性提出了更高的要求。论文介绍了我国核电发展现状及规划、核电工程数据库的发展、核电失效案例库的发展、数据库中数据的分析及有效利用以及核电工程数据库存在的问题。

核电厂反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力分析

综述了现有的反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力的测试结果和残余应力选取的实践经验。对于反应堆压力容器环焊缝,残余应力沿壁厚呈余弦分布,其最大值可取为60MPa。对于主管道对接环焊缝,最大残余应力区域通常位于在焊缝中心线且靠近管道外表面,而运行过程中的缺陷常出现在内表面区域,在进行安全性评价时焊缝最大残余应力可取为100MPa。

田湾核电站反应堆压力容器接管口裂纹修复

针对田湾核电站复合钢(15Х2НМФА)管道焊接时在焊缝附近区域产生的裂纹缺陷,描述了15Х2НМФА裂纹缺陷的定性及修复方案的选择与实施,同时分析了产生原因。通过试验件对安全影响的分析表明,试验件在补焊之后,不需要进行热处理。经过评估,认为缺陷经过修复之后,该处的管道可以满足运行工作压力为15.7MPa、运行工作温度为321℃的一回路的工作要求。

反应堆冷却系统主管道疲劳暨最小壁厚分析方法研究

采用有限元法替代温度场差分方程计算温度瞬态在主管道壁厚方向上的温度分布,将温度计算结果与标准规范的计算公式相结合,从而求解各瞬态交变应力幅,以最终完成先进压水反应堆冷却剂主管道疲劳评定;通过疲劳求解的计算方法研究,提出最小壁厚的优化算法的迭代求解流程,可以依此通过编程最终实现疲劳评价和最小壁厚求解。