RCC-M

摘要： 目的解决核电厂实际运行中管道壁厚局部减薄缺陷快速评定的需求。方法基于RCC-M规范的设计基本要求和核电厂管道评估的实践经验,基于3个工程化的分析假设,提出一种管道壁厚减薄的快速评定方法。其包含三部分内容:1)最小壁厚计算;2)结构完整性评价;3)功能性评价。分别采用管道壁厚减薄快速评定方法和SYSPIPE软件有限元分析方法对管道减薄案例进行分析。结果1)最小壁厚满足要求;2)管道完整性分析中,正常工况下应力比偏差最大值为0.26,设计工况应力比偏差为0,扰动工况应力比偏差为0.03,紧急工况应力比偏差为0.04,事故工况应力比偏差为0.03;3)管道功能性分析中,一次应力比偏差为0,二次应力比偏差为0.27。在管道正常工况下的完整性评定和管道功能性分析中,开发的管道壁厚减薄快速评定方法分析结果较SYSPIPE软件分析更安全和保守,在其他工况下两者计算结果基本一致。结论管道壁厚减薄快速评定方法是一种通用的工程实践方法,并在国内多个核电机组得到工程实践应用,为电厂实际运行提供了一种快速、可靠的技术分析方法。

摘要： 核电具有经济环保、可持续等特点。核电用快速接头要求在设计基准地震下能够安全稳定运行。本文以某DN25型号的快速接头为例,建立了快速接头模型,对其进行典型工况分析,采用有限元软件Workbench对其进行模态分析及抗震分析,按照RCC-M规范中相关规定对其进行分析和评价,以验证该设备在地震中和地震后能够保证结构完整性及可运行性。结果表明,此型号快速接头能够满足抗震要求,且弹簧是影响快速接头抗震性能的关键部位。经过抗震试验验证,该型号快速接头满足抗震要求,研究对核电用快速接头的抗震分析具有一定的工程意义。

摘要： 盖板门为楼板预留洞口的维护构件,关闭状态下需满足楼板活荷载以及抗震要求。抗震Ⅰ类厂房中的盖板门采用反应谱法进行了抗震计算,并依据RCC-M规范中的要求进行弹性应力评定。

摘要： 温度梯度求解是对核一级管道进行RCC-MA级准则分析的重要步骤.采用RCC-M规范中的简化分析法和ANSYS 15.0软件,详细研究了几何参数、瞬态工况参数对核一级管道温度梯度影响的一般性规律.研究结果表明:温度梯度参数在一定范围内随瞬态工况的温度变化速率、温度变化幅度、流量和管径的增大而增大;升温过程温度梯度参数的最小值组合均为负值,最大值组合为零;降温过程的温度梯度参数的最小值组合为零,最大值组合为均为正值;阶越载荷下,温度梯度参数与温度变化幅度呈近似线性变化关系.

摘要： 核电厂设备设计、制造、检验、在役检查等方面比较有代表性的两个规范是ASME和RCC-M规范.从试件形式设置、试件壁厚设置和破坏性试验内容三个方面,对ASME IX卷《焊接和钎焊评定标准》与RCC-M《压水堆核电机械设备设计和建造规则》关于支管接头焊接工艺评定的有关规定进行对比分析.

摘要： 双丝三弧焊(Tri-Arc)技术是一种新型高效的电弧焊接方法,因双丝间有额外的M弧,降低了通过工件的电流,显著降低了焊缝的焊接热输入,提升力学性能,但存在飞溅较大且电弧稳定性差的情况,易产生焊接缺陷.本文通过试验优化设计焊接坡口、提高加工精度、优化工艺参数等过程,减少了焊接缺陷,提升了焊接质量,力学性能满足RCC-M 2007的要求.

摘要： 本文旨在对激光表面清洗工艺引进核岛安装工程的研究,核岛安装工程中支架工件量大,钢材表面的杂质清洗是支架施工的关键程序之一,直接影响到工程的质量和进度.传统的清洗工艺,工人劳动强度高,清洗效率低;清洗质量很大程度上取决于清洗工人的个人技能水平,不易控制.而激光清洗其清洗质量好、效率高、易操作等优点,加之国内激光清洗机装备水平的提高,所以在核岛安装工程中引进激光清洗设备显得尤为重要.

摘要： 国内核电机组设计和制造标准广泛采用ASME规范和RCC-M规则,主设备制造厂通常需遵守两套设计标准制造核一级设备.焊接是核电设备制造中最为关键和重要的工艺方法,从标准结构和标准要求方面,阐述ASME规范和RCC-M规则在定位焊、焊接温度、热处理、见证件等焊接制造要求的异同点,从标准使用者角度对比分析标准应用差异,为制定合理的焊接工艺并满足标准规定奠定基础.

摘要： 通过对不同堆型反应堆压力容器见证件设置要求的对比,结合ASME和RCC-M标准规范要求,分析反应堆压力容器见证件的设置原则.

摘要： 本文利用ANSYS有限元程序对安注系统用核2级电动截止阀进行了抗震分析，按照RCC-M的要求对核级阀门整体进行了自振频率的计算，对阀体、阀盖等主要承压部件进行了应力分析，同时对相关的螺栓连接件进行了校核计算，从而证明了此核级阀门的结构完整性满足标准要求。

摘要： 本文利用ANSYS有限元程序对安注系统用核2级电动截止阀进行了抗震分析，按照RCC-M的要求对核级阀门整体进行了自振频率的计算，对阀体、阀盖等主要承压部件进行了应力分析，同时对相关的螺栓连接件进行了校核计算，从而证明了此核级阀门的结构完整性满足标准要求。

摘要： 本文利用ANSYS有限元程序对安注系统用核2级电动截止阀进行了抗震分析，按照RCC-M的要求对核级阀门整体进行了自振频率的计算，对阀体、阀盖等主要承压部件进行了应力分析，同时对相关的螺栓连接件进行了校核计算，从而证明了此核级阀门的结构完整性满足标准要求。

摘要： 本文利用ANSYS有限元程序对安注系统用核2级电动截止阀进行了抗震分析，按照RCC-M的要求对核级阀门整体进行了自振频率的计算，对阀体、阀盖等主要承压部件进行了应力分析，同时对相关的螺栓连接件进行了校核计算，从而证明了此核级阀门的结构完整性满足标准要求。

摘要： 本发明涉及基于2000版及以前版RCCM规范的反应堆压力容器压力温度限值曲线计算方法，包括1、确定反应堆压力容器压力温度限值曲线计算输入参数；2、确定反应堆压力容器上的缺陷尺寸；3、计算降温过程每一时刻沿压力容器壁厚方向各位置的温度和热应力；4、分析确定反应堆降温过程最危险缺陷位置及缺陷位置材料韧脆转变温度；5、计算降温过程每一时刻的许用压力；6、计算升温过程每一时刻沿压力容器壁厚方向各位置的温度和热应力；7、分析确定反应堆升温过程最危险缺陷位置以及缺陷位置材料韧脆转变温度；8、计算升温过程每一时刻的许用压力。本发明有效地满足2000版及以前版本RCCM规范附录ZG抗快速断裂分析中的A级准则，填补了现有技术的空白。

摘要： 本发明涉及用于基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法，包括：一、预测计算反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的快中子注量和韧脆转变温度；二、将步骤一确定的韧脆转变温度与原设计应力分析报告的韧脆转变温度进行对比分析；若原设计应力分析报告中的韧脆转变温度值≤步骤一确定的韧脆转变温度值，则开展步骤三和四；三、参考核电机组原设计标准，开展反应堆压力容器压力温度限值曲线计算；四、参考核电机组原设计标准，开展反应堆压力容器在多种工况下断裂力学分析并进行评估。本发明避免了核电设计、建造标准混用的技术风险，填补了基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法的空白。