堆芯段筒体快速断裂计算

本工作研究反应堆压力容器在60年寿期末是否会出现快速断裂.文章采用断裂力学分析方法计算寿期末堆芯段筒体的应力强度因子,其计算结果满足RCC-M规范的要求,即在寿期末堆芯段筒体不会发生快速断裂.     

碳含量超标情况下的反应堆压力容器快速断裂评价方法研究

按照RCC-M规范对设备进行快速断裂评价时,材料的初始无延性转变温度是重要的输入条件之一。材料中的碳含量超标会影响材料初始无延性转变温度,但目前2者之间还没有定量关系。当反应堆压力容器（RPV）出现碳含量超标时,为保证结构完整性,必须在缺乏定量关系的情况下完成结构的快速断裂分析。本研究对碳含量超标情况下的反应堆压力容器的快速断裂评价方法进行了研究,并以发生碳含量超标的反应堆压力容器堆芯段筒体为例,考虑了筒体的缺陷修复情况,通过反算满足规范要求的最高初始无延性转变温度,对反应堆压力容器堆芯段筒体的快速断裂情况进行了分析评估。该方法可为碳含量超标的压力容器运行和在役检测提供技术支持。      

秦山核电公司辐照监督管支承、定位结构改造

对反应堆压力容器材料进行辐照监督是保障压力容器在设计寿期内安全运行的一项重要措施。辐照监督管装有压力容器筒体及焊缝材料试样,用于监测压力容器的辐照损伤程度,以指导反应堆压力容器的安全使用,是堆本体重要的核部件。由于运行中堆芯吊篮的紧固件部分脱落需要进行维修。辐照监督管支承、定位结构改造是美国西屋公司承担的秦山核电公司堆芯吊篮修复的组成部分,     

反应堆压力容器堆芯支承块及附近下封头应力分析和评定

堆芯支承块用以限制堆芯吊篮的周向转动,其结构完整性影响反应堆的安全运行。为保证堆芯支承块的结构完整性,本文建立CAP1000反应堆压力容器下封头、堆芯支承块及部分筒体的三维有限元模型,进行热分析、结构分析、疲劳分析及断裂分析,并根据ASME B&PVC-III-NB-3200和ASME B&PVC-III-1附录G的相关规定对计算结果进行评定。结果表明,堆芯支承块及附近下封头满足上述规范的相关要求。本文所采用的分析方法可应用于百万级以上核电厂反应堆压力容器的堆芯支承块的分析。     

反应堆压力容器简体60年寿命疲劳裂纹扩展分析

利用ANSYS程序,对反应堆压力容器筒体在正常运行工况下进行疲劳裂纹扩展分析,获得了反应堆压力容器筒体在60年寿期末的疲劳裂纹尺寸,按照RCC-M规范的要求,对压力容器在主管道破裂瞬态和主蒸汽管破裂瞬态下进行了快速断裂评价。研究结果表明,压力容器满足RCC-M规范的要求,不会发生裂纹失稳。     

秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管试样断裂韧性试验

核电厂反应堆压力容器是堆内个可更换的重要部件,保证其安全可靠,对于核电厂口的安全运行具有重要意义。根据《秦山核电站反应堆压力容器材料辐照监督大纲》的要求,在反应堆压力容器中设置辐照监督管,监测反应堆压力容器环带区筒体及焊缝因中子辐照和热环境引起的材质性能变化。定期抽出辐照监督管,实测辐照监督试样延性断裂韧度JIC试验数据,作为判断压力容器材料辐照脆化程度的参考数据,并用于修定反应堆冷却剂压力-温度限值曲线,以防止压力容器发生脆断,从而保证反应堆安全运行。同时为压力容器以及核电厂的寿命评估和延寿积累数     

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。     

岭澳核电站二期反应堆压力容器技术改进

介绍岭澳核电站二期反应堆压力容器(RPV)技术改进,包括采用堆芯一体化筒体和整体顶盖结构、控制辐照敏感元素含量、降低堆焊层材料钴含量、改进径向键材料和焊缝金属材料、增加辐照监督管数量等措施,并分析RPV技术改进对设备性能、工程建设和运行维修的影响及带来的优势。     

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。     

反应堆压力容器承压热冲击(PTS)分析

在反应堆运行过程中发生严重的失水事故(LOCA)时,应急堆芯冷却系统启动,冷的安注水从安注接管注入反应堆压力容器(RPV)中,此时压力容器还维持较高压力,这种瞬态就称为承压热冲击,即PTS(Pressurized ThermalShock).按照10CFR50,61[2]和RCC-M规范[1],对安注接管、焊缝和堆芯筒体三个区域,进行了PTS工况评估,分析结果表明,在发生PTS时,压力容器的完整性是能够保证的.     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

Problem of the iodine method of purification of zirconium

A method is proposed for the determination of the equilibrium constantsk and k' for the reactions Zr+2I₂–ZrI₄=0 and 2I–I₂=0, which is based on the measurement of the amount of iodine or zirconium liberated in the decomposition of zirconium tetraiodide on a heated surface in the process of establishing equilibrium. The decomposition of the tetraiodide was carried out at 900–1600C on a tungsten filament. The temperature distribution between filament and vessel walls was neglected.The dependence of the sum of atomic and molecular iodine pressures on zirconium tetraiodide pressure was determined at 1430C, and on temperature for 50 mm Hg. The values of kk'² 35 (mm Hg)³ at 1430C and k0.07 mm Hg at 400C, found from the results, differ substantially from known thermodynamic data, but give good agreement between the authors' formula [1] and experimental results on the iodide process of zirconium purification.