核反应堆压力容器的基本设计准则讨论

目前,核动力反应堆的压力容器主要按照ASME《锅炉和压力容器规范》第Ⅲ卷“核动力装置部件”来设计。本文详细分析了这部规范所采用的各项基本设计准则的理论依据,并指出了使用这些设计准则应注意的事项。由于这部规范对应力作了合理的分类,并对不同的应力规定了不同的设计准则,同时又广泛地采用了塑性失效和塑性分析的方法,所以能在较保守的安全系数下有效地提高部件的设计工作应力,达到既节约材料又确保安全可靠的目的。 规范所提出的各项基本设计准则,除疲劳以外,主要是防止过度的塑性变形,所以可统称为防止塑性失效分析。它和核容器的防止脆性破坏分析和防止疲劳分析一起,成为核容器防止破坏的安全设计分析的三项基本内容。     

核电厂核2级承压管道抗震设计规范对比分析

RCC-M、ASME(2007版)及GB 50267-97为目前核电厂设备、系统、部件设计所遵循的主要技术标准,3者对核电厂部件的分级基本相当,在核2级承压管道设计方面的规定内容相似但不完全相同.在地震输入方法上,GB 50267-97、ASME(2007版)及RCC-M基本相同,GB 50267-97中硬土场地的水平...     

ASME锅炉规范第Ⅲ卷的设计准则和特点

本文从核电站的发展和 ASME“规范”的简史开始,介绍了“规范”第Ⅲ卷的主要内容,进一步对规范的设计基础和设计准则作了归纳和说明,并对第Ⅲ卷的特点作了讨论。最后以核动力装置结构设计的发展趋势作为结束。     

浅谈ASME取证中的U_2设计工作

1991年4月至1992年7月,笔者参与了国营524厂的ASME取证工作。现就ASME取证过程中学习ASME规范第八卷第二分册（以下简称Ⅷ-2册）的体会以及U_2设计工作做一个简要介绍。1 ASME规范简介1.1 ASME规范的结构特点 ASME规范的结构特点是它自成体系,无需旁求。其纵向结构为“卷”（Section）、“册”（Divition）、“分卷”（Subsection）、“篇”（Part）、“分篇”（Subpart）、“章”（Article）。其横向结构为十一卷、二十二本。 卷和册可以说是ASME规范的主要部件,ASME规范是以不同的卷（册）相互结合,以形成不同类型的产品标准体系,并以规定符号的钢印做为标志。例如,凡是按照分析设计要求设计、制造的压力容器可打上“U_2”标志钢印。 “U_2”标志压力容器体系由以下4卷构成,即第Ⅱ卷（材料）、第Ⅴ卷（无损检验）、第Ⅷ卷第2册（压力容器另一建造规程）和第Ⅸ卷（焊接评定）。这4卷也是“ U_2”钢印持有者或“U_2”授权证书的申请者所必须拥有的（按NBI指南1990版要求）。     

BPVC-Ⅲ NH-2013

正锅炉与压力容器规范第m卷核设施部件建造规则第1册NH分卷高温1级部件该分卷包含堆芯支承结构制造及安装所需的材料、设计、制造和检验要求。堆芯支承结构是指反应堆压力容器内对堆芯(燃料和转换区组件)提供直接支撑或约束的结构或结构件。出版商:ASME发布日期:2013年语言:英语ISBN:9780791834633     

BPVC-Ⅲ NC-2013

正锅炉与压力容器规范第Ⅲ卷核设施部件建造规则第1册NC分卷2级部件该分卷包含符合1级建造要求的物项的材料、设计、制造、检验、试验、超压保护要求。NB分卷的规则涵盖了确保物项结构完整性的要求。出版商:ASME发布日期:2013年语言:英语ISBN:9780791834589     

ASME规范的设计安全系数及调整因素

本文介绍美国机械工程师学会(ASME)《ASME锅炉及压力容器规范》设计安全系数的变化历史,设计安全系数包含的因素,重点介绍了ASME第III卷安全一级设备设计系数取值的主要考虑因素,以及1999年第III卷安全二、三级设备安全系数由4调整为3.5的主要考虑因素。     

BPVC-Ⅲ APP-2013

正锅炉与压力容器规范第Ⅲ卷核设施部件建造规则第1册附录该分卷包含第Ⅲ卷第1册(NCA分卷至NG分卷)和第2册的强制性与非强制性附录,包括一个设计、设计分析方法和信息的表格以及数据报告格式。这些附录由第2册、NCA分卷至NG分卷所引用,也是第2册、NCA分卷至NG分卷的一个部分。·出版商:ASME·发布日期:2013年·语言:英语·ISBN.9780791834640     

水堆压力容器分析法设计

本文根据ASME规范第Ⅱ卷NB篇的内容,结合美国、荷兰、意大利、日本等国有关厂家关于水堆压力容器的设计经验,分析并叙述了分析法设计的特点、内容、步骤及经验。     

BPVC-Ⅲ-3-2013

正锅炉与压力容器规范第Ⅲ卷核设施部件建造规则第3册乏燃料和高放射性材料和废物的贮存和运输用容器本册包含核乏燃料或高水平放射性废物运输包装的容器系统的设计和建造要求。2013年版的主要变化包括:适用于焊接装配的无损检验要求的分类(NB卷,WB卷,WC卷)     

PTB-3-2013 ASME BPVC第Ⅷ卷第2册 范例问题手册

正《ASME锅炉与压力容器规范》第Ⅷ卷第2册包含了压力容器及其相关的泄压装置的设计、材料、制造、检验、检查、试验、认证的强制性要求、具体禁令和非强制性指导。该文献旨在说明用于锅炉与压力容器规范第Ⅷ卷第2册的设计计算。     

秦山核电二期工程反应堆主冷却剂系统与辅助系统力学分析

介绍了在秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统力学分析工作中所使用的设计规范、准则、分析方法、分析模型、使用载荷、分析结果等情况.主冷却剂系统结构分析是系统和部件设计的基础,包括静力分析、地震分析和失水事故分析(LOCA)三大部分,为各设备部件、管件、支撑及土建结构提供设计载荷和其它接口参数;辅助系统力学分析对核辅助管道进行了应力、疲劳和热棘轮分析,以验证管道在核电厂寿期内的结构完整性,为支撑的布置和选型提供依据.同时总结了设计工作中积累的经验和发现的不足,为将来的核电厂的设计工作提供参考.     

LWR压力容器接管考虑环境影响的疲劳计算

在设计阶段考虑环境对疲劳的影响是第三代核电站一回路主设备设计的关键技术之一,本文介绍了ASME规范Code Case N-792对轻水堆(LWR)一级承压设备考虑环境影响疲劳时的环境影响疲劳修正系数(Fen)和应变速率ε’的计算方法。建立反应堆压力容器接管的轴对称模型,并根据Code Case N-792的要求对一回路主设备反应堆压力容器接管进行考虑环境影响的疲劳计算,计算时分别采用简化法和详细积分法。对不考虑环境影响的ASME第III卷的疲劳计算结果和Code Case N-792的疲劳计算结果进行对比和探讨。当考虑环境影响后,SCL1截面的疲劳寿命缩短为空气状态下的1/3,SCL2截面的疲劳寿命减少了3/5。     

核级承压设备密封结构的有限元分析

在AP1000反应堆系统中,很多设备具有承压的功能,其密封性能直接关系到系统能否正常运行,因而密封失效是较之弹塑性失效、疲劳失效等更为基本的失效形式。在ASME规范中采用的密封结构设计方法是华脱尔斯法,此方法采用了一些保守的经验和假设,无法对密封结构处的变形和应力进行细致的计算。本文采用ANSYS有限元分析软件对核承压设备典型的密封结构进行了建模计算,提出了在有限元模型中螺栓预紧力和垫片的等效处理方法,能够对密封结构处垫片的回弹量、法兰的变形及应力分布进行预测。模型分析了采用华脱尔斯法进行密封设计时的设计余量,得到了垫片回弹量与设备内压之间的关系,对于核级承压设备密封结构的设计具有一定的借鉴意义。     

ASME 2017年度第四期锅炉及压力容器(BPV)标准周在美国举办

正2017年10月28日至11月3日,美国机械工程师协会(ASME)2017年度第四期锅炉及压力容器(BPV)标准周在美国亚利桑那州凤凰城举办。核工业标准化研究所派专家参加了此次活动。会议首先听取了ASME BPV第Ⅲ卷,第Ⅺ卷的有关工作组工作报告。针对第Ⅲ卷构件设计小组(SG-CD)下设的堆芯支承结构     

ASME 2017年度第四期锅炉及压力容器(BPV)标准周在美国举办

<正>2017年10月28日至11月3日,美国机械工程师协会(ASME)2017年度第四期锅炉及压力容器(BPV)标准周在美国亚利桑那州凤凰城举办。核工业标准化研究所派专家参加了此次活动。会议首先听取了ASME BPV第Ⅲ卷,第Ⅺ卷的有关工作组工作报告。针对第Ⅲ卷构件设计小组(SG-CD)下设的堆芯支承结构     

STP-NU-061-2013对NSQ-100“核安全和质量管理体系要求”的综合评价

正该技术报告总结的评价涉及NQSA产品相对ASME产品竞争的优势和劣势。在该评价期间对比的产品有:NSQ-100文件"核安全和质量管理体系要求"(2011年12月发布)和相应的ASME标准;NQA-1"核设施应用质量保证要求"(2009a版)和ASME第Ⅲ卷"核设施部件建造规则"NCA分卷"第1册和第2册的通用要求"(2010年版)。出版商:ASME标准技术有限责任公司发布日期:2013年     

AP1000蒸汽发生器与主泵泵壳焊接接头无损检测问题分析

针对AP1000蒸汽发生器(SG)与主泵泵壳连接焊缝在工厂进行超声波检测(UT)时发现超标缺陷显示的问题,通过比较不同版本的UT规程的检测方法和验收标准,详细分析ASME第Ⅲ卷和第Ⅺ卷的检测灵敏度的差异,分析表明:混用ASME第Ⅺ卷役前检查的UT方法和ASME第Ⅲ卷制造阶段的验收标准是导致缺陷显示超标的直接原因。同时,通过增设UT试块的标定孔来设置检测灵敏度,并采用几个不同角度的UT探头进行复查,发现原先的操作人员误判了UT显示的缺陷性质,最终证明该焊缝满足ASME第Ⅲ卷的验收标准要求。     

核电厂在役检查技术验证方法对比

以基于ASME规范的验证方法和ENIQ验证方法为对象,讨论2种在役检查技术验证方法的特点及其各自存在的问题。ASME规范要求的验证方法侧重于某一类部件检测技术的验证,强调盲测试验和判定验证的统计学证据的重要性;对于某些特定部件检测技术的验证,ASME规范XI卷附录Ⅷ中的相关规定不够明确。ENIQ验证方法强调通过技术论证和实际测试的结合进行验证,适应性较强。通过比较2种验证方法的特点,对我国的在役检查技术验证提出建议。     

核安全一级主管道疲劳校核

本文对某核电厂主管道疲劳及热棘轮进行了独立校核。校核采用基于RCC-M标准的ROCOCO软件,比较了RCC-M标准与ASME标准在核安全一级管道疲劳评价方面的差异。对比的主要方面包括疲劳设计的计算范围界定、一次加二次应力强度的计算方法、弹塑性修正系数的计算、动态载荷叠加方法等。通过对ROCOCO中与ASME标准不一致的算法进行修正,得到主管道冷段壁厚65 mm和55mm的疲劳使用系数和热棘轮设计裕量。结果表明:某核电厂主管道最小壁厚不能小于55 mm,55mm壁厚的热棘轮设计值达到许用值的95%。