核反应堆堆内构件焊接工艺评定

核反应堆堆内构件、零部件及焊缝、焊点较多,存在焊接接头型式、母材及其厚度、焊接工艺方法、焊接位置和方向等的不同,导致焊接工艺评定的复杂性。文章介绍了焊接工艺评定的一般变素、堆内构件焊缝分布及堆内构件的焊接工艺评定。并针对RCC-M规范、ASME规范及国内相关标准对焊接工艺评定要求的差异,结合堆内构件焊接工艺评定过程中尺寸稳定化处理、焊接接头的横向拉伸试样、手工焊与自动焊的定义、破坏性试验的复验要求等方面的争议,提出了个人的理解和认识。     

核电仪表罐焊接工艺研究

在防城港核电厂二期工程3、4号机组中,部分产品选用了控氮奥氏体不锈钢作为仪表罐的主体材料,仪表罐需要按RCC-M 2007版标准进行制造.本文对控氮奥氏体不锈钢焊接的相关问题进行了总结,经过一系列的焊接工艺评定和焊接性试验,解决了诸多焊接方面的难题,同时收获了应用RCC-M 2007版S篇标准的一些心得.     

容积控制箱力学分析及评定

采用有限元软件ANSYS对容积控制箱进行力学分析,遵照规范RCC-M2000和ASME相关规定进行相应评定,计算了多种载荷下系统的抗震性能,同时分析了裙座的屈曲性.结果表明,该容积控制箱的设计满足规范相关条款要求.     

化学和容积控制系统下泄热交换器抗震分析

采用有限元方法对辽宁红沿河核电厂一期工程设备中的化学和容积控制系统(RCV)下泄热交换器进行了抗震计算分析,载荷包括自重、压力、温度、接管载荷和地震.根据RCC-M和ASME规范对计算结果进行评定.结果表明,RCV下泄热交换器的设计满足规范要求.     

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...     

核级管道计算程序的应用

开发一种核级管道计算程序,可采用多种规范对核级管道进行应力分析与评定。介绍程序计算原理,并以某核电工程管道系统为例,采用RCC-M和ASME规范进行计算,分别和SYSPIPE、PIPESTESS的计算结果进行对比。计算结果表明,开发的程序计算结果正确,精度满足要求。     

高温反应堆焊缝无损检测验收准则确定方法探究

无损检测技术是核岛机械设备验收过程中保证焊接质量的重要手段。我国的核电厂机械设备焊缝无损检测验收准则主要源于国外的ASME、RCC-M等主流标准规范,国内缺乏相关的基础技术研究,尚不掌握制订验收准则的核心技术原理。本文在系统比较国内外无损检测验收标准规范的基础上,梳理了主要规范验收准则的沿袭关系,明确了验收标准的制定过程,总结了常见缺陷对焊接接头机械性能的影响,并结合基于断裂力学的缺陷评估方法和蠕变-疲劳损伤模型,提出了确定先进高温反应堆的焊缝无损检测验收标准的技术途径,对制定科学可靠、经济合理的高温堆型核级机械设备焊缝无损检测验收准则具有重要指导意义。     

压水堆-回路管道的铸造工艺及其国产化

工艺评定表明,1 000 Mw压水堆核电厂(CPR1000)原选用的主管道铸件Z3CN20-09M(法国牌号)不锈钢的化学成分符合RCC-M采购技术规范,但力学性能并不能完全满足压水堆核岛机械设备设计和建造规范(RCC-M)的要求.本文从金属学角度分析了Z3CN20-09M不锈钢抗蚀性特点和力学性能强化机理,确立了主管道铸件冶炼化学成份的内控标准,使CPR1000核电厂核岛主管道铸件(以下简称主管道铸件)的工艺评定在保持抗蚀性和可焊性特点前提下,各项力学性能指标均满足RCC-M标准,且有较大的裕度,离散度小,质量稳定,综合性能达到领先水平.     

核电厂运行阶段焊接工艺评定的质量管理

不同技术规范对于核电厂建造或设备制造阶段的焊接工艺评定的管理要求存在一定差异,核电厂运行阶段的焊接工艺评定管理大多借鉴该电厂在建造阶段的技术要求,通过对不同技术规范在焊接工艺评定管理要求方面的比较,结合运行阶段核电厂所遇到的实际情况,从对建造阶段焊接工艺评定的使用、工艺评定的有效期、工艺评定的转移、对外服务过程中对焊接工艺评定的分包等几个方面,对运行阶段核电厂如何对焊接工艺评定的质量进行管理进行了探讨。     

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%。