堆内构件

摘要： 某核电项目堆内构件用SA479 S21800奥氏体不锈钢棒材,在ASME II材料篇的基础上增加了350°C高温拉伸要求,致使该材料的制造难度大大增加。尤其针对规格大于Φ150 mm棒材,技术要求拉伸试样横向取样,高温抗拉强度很难满足大于或等于535 MPa的要求。为了满足项目应用要求,本文将研究规格大于Φ150 mm的SA479 S21800奥氏体不锈钢棒材性能特点,通过改进锻造工艺,优化钢锭化学成分含量,提升棒材力学性能。最终为大规格SA479 S21800材料的生产提供有效的指导。

摘要： 【美国能源部核能办公室网站2022年3月22日报道】美国爱达荷州国家实验室(INL)近日完成先进试验堆(ATR)第六次堆芯大修,即将启动为期50天的测试和测量工作,对反应堆控制系统和试验回路进行仪器校准。作为核材料试验反应堆,先进试验堆在运行期间会产生极高水平的中子辐射,使堆内构件发生应变或受到微观损害。

摘要： 以“华龙一号”反应堆堆内构件中的堆芯支承板为研究对象,结合流致振动现场试验的数据,探究流致振动引起的振动噪声对堆芯支承板在服役期间的结构稳定性的影响。首先在Abaqus6.12软件中进行模态分析及随机振动分析,利用流致振动试验数据修正模型以保证其可靠性;随后将模型及分析数据导入LMS Virtual Lab软件,采用边界元法进行声振耦合分析及声疲劳损伤分析;最后依据分析结果可知流致振动噪声对堆芯支承板结构稳定性影响较小。

摘要： 以数字反应堆项目为对象,本文研究了民用核电领域反应堆堆内构件数字化设计及组件材料选取、关键接口管理和结构优化方法,对堆内构件典型部件快速化设计过程中的涉及到的设计属性等进行分析,提出了一种基于专家系统技术的反应堆堆内构件优化设计系统,建立了针对数字化反应堆设计的专家系统知识数据库结构和相关推理规则。为反应堆结构设计人员提供设计实例的经验参考,以提高设计人员的工作效率以及数字反应堆运行性能。

摘要： 通过秦山核电多次水下维修作业的经验积累,依托何少华工作室水下特种维修的技术储备,对堆内构件的螺栓连接部件维修作业的工艺进行总结与探讨,对所需装备进行分析并提出技术要求,以方家山机组上部堆内构件流量旁通板拆除及控制棒驱动轴安装工作为例具体分析。

摘要： 反应堆堆内构件是核电厂的关键设备,用于支承堆芯,主要失效模式是振动疲劳.国和一号堆内构件需根据RG1.20完成振动综合评价.RG 1.202007版新增声致振动影响的评估要求.堆内构件的声致振动载荷来自主冷却剂泵的周期性转动.目前,国外仅西屋公司开发计算程序,国内尚无计算软件.通过声学控制方程简化,开发声致压力脉动有限差分求解程序,经理论解验证,计算堆内构件声致压力脉动载荷,并以堆内测量格架组件为例,应用于堆内构件的声致振动分析,可有力支持堆内构件的应力评定.

摘要： 作为反应堆堆内构件中一个重要的堆芯支承结构,堆芯支承下板在反应堆服役期间将承受多种载荷的作用.为了保证其在设计寿期内的结构完整性,需要根据ASME锅炉与压力容器规范(B&PVC)第Ⅲ卷NG分卷,对其开展相关的应力分析和评定.应用ANSYS有限元软件建立堆芯支承下板及其连接部件的三维有限元模型,通过静力分析、瞬态温度场分析和瞬态热应力计算,分别得到机械和热载荷作用下的应力分布,最后根据ASME B&PVC第Ⅲ卷NG分卷开展对堆芯支承下板的结构完整性评定.

摘要： 核电关键设备及构筑物的服役寿命预测是制约核电站安全评价及延寿论证的技术瓶颈.目前,国内核电关键材料老化机理研究不够深入、基础试验数据相对缺乏、多因素耦合寿命预测自主模型不足.针对以上问题,本文以反应堆压力容器、堆内构件紧固螺栓、一回路重要镍基合金部件及主管道、安全壳及堆坑混凝土等关键设备和重要构筑物为研究对象,探究部件材料高通量辐照损伤、辐照促进应力腐蚀、疲劳损伤等材料性能退化行为,揭示核电环境高温高压水—辐照—应力等多因素耦合条件下关键设备及构筑物服役老化机理及行为规律,以期建立核电关键部件寿命预测模型和分析程序.

摘要： 针对反应堆堆内构件流致振动分析评价中如何合理获取流体激振力的关键技术难题,开展了典型反应堆堆内构件三维流场分析的数值模型研究.研究基于计算流体动力学方法,首先,根据反应堆堆内构件的结构特点和运行工况参数,将实际结构的关键部件、物理边界提取并做适当简化,在合理降低计算规模的同时,又充分保留其流场特征;其次,综合考虑计算资源和计算效率,采用结构网格和非结构网格相结合的混合网格划分方式以及分区化的网格尺寸策略,将流场十分复杂但并不关注其细节的堆芯段采用多孔介质模拟,使划分的网格能够捕捉流场特征,进而建立了适用于工程的三维流场分析模型,并对预测结果较好的3种湍流模型进行了对比研究.获得了反应堆堆内构件的三维流线和压力分布特征、典型测点压力脉动的时程与功率谱密度(PSD)特性、3种湍流模型对反应堆堆内构件流体激振力的预测情况、作用于吊篮表面的流体激振力特性.结果 表明,大涡模拟(LES)模型可以较好地预测反应堆堆内构件的流体激振力,同时又具有一定的保守性,作用在反应堆堆内构件的流体激振力符合宽带随机性,可为反应堆堆内构件流致振动分析评价提供关键参数和输入载荷.

摘要： 吊篮简体径向支承键是堆内构件中的关键部件.通过对径向支承键的不锈钢钴基合金堆焊的工艺及堆焊性能分析.结合对某项目的 径向支承键堆焊不符合项分析,介绍了不符合项的产生原因及处理措施,同时提出了除了控制工艺参数外,还应在堆焊过程中关注焊工的质保水平,增加焊工人数,做好技术改进措施,从而提高堆焊合格率.保证径向支承键零件的制造工期和质量,以期为其他设备类似零部件堆焊提供指导.

摘要： 堆内构件是反应堆内的关键部件,为核燃料组件提供支承与定位,它既需要精确定位,还要防止流致振动导致的疲劳破坏.钴基合金具有良好的耐高温、耐疲劳、耐磨损等性能,是十分理想的定位处的接触材料.某核电项目堆内构件零件钴基合金堆焊后出现了较多缺陷,还导致个别零件报废.介绍了钴基合金耐磨机理,并从堆焊的各要素出发分析产生缺陷的原因.

摘要： 围板螺栓作为压水堆核电站堆内构件的关键连接部件,在辐照、应力和腐蚀环境的共同作用下,存在辐照脆化应力腐蚀开裂失效的风险,国外电站已经发生多起围板螺栓失效的案例,因此有必要对围板螺栓的结构完整性进行无损检测,除目视检测外的超声检测技术为围板螺栓的检测提供了有效解决途径.针对围板螺栓在役无损检测的需要,结合围板螺栓的结构特点以及核电检测环境状况,采用接触式小角度纵波检查工艺方案,利用超声仿真技术分析超声声场在围板螺栓中的分布状况,以确保良好的声场有效覆盖,并通过含缺陷试块的试验进行验证,该检查方案对堆内构件围板螺栓的检查具有良好的检测效果.

摘要： 介绍了AP1000核电厂堆内构件上支承柱的结构特征以及焊接变形的控制难点,在吸取其他核电厂焊接经验的基础上,本文针对AP1000核电厂反应堆堆内构件上支承柱的焊接提出一些防变形的控制措施,包括设计和焊接工艺措施,将上述措施应用到上支承柱的焊接上,焊接结果满足设计要求.

摘要： AP1000机型是先进的第三代压水堆.它具有非能动性、模块化等特点.AP1000堆内构件与CPR1000机型的堆内构件比较,在结构、材料等方面均有差异,上述差异使得AP1000堆内构件在制造过程中能够参考借鉴CPR1000机型堆内构件制造经验的方面较少,给焊接、装配、机加、检查等制造过程带来许多新的技术难题.鉴于AP1000堆内构件由于结构、材料变化所带来的一系列制造问题,存在许多需要进行攻关的项次,故梳理出AP1000堆内构件的制造要点与难点,如上部堆内构件中的导向板的制造，上部导向筒的制造等，下部构件中的吊篮筒体的制造，堆芯围筒试验件的制造等。

摘要： 本课题着眼于核岛主设备堆内构件重型服务设备电子秤原材料采购阶段发生的取样、力学性能方面的技术问题.从标准理解、材料状态、设备所起的重要作用等方面入手,分析材料问题的产生原因、参考思路和最终的解决方案;并以此例作为经验反馈,帮助技术人员和相关类似设备质量监督人员进一步熟悉标准,掌握监督要点,更好的指导后续工作.

摘要： 采用三维离散纵标(SN)方法程序(TORT)计算了CAP1400核电厂堆内构件发热率,并将计算结果与蒙特卡罗(MC)方法程序(MCNP)以及两维SN方法程序(DORT)计算结果进行比较,符合较好.在针对反应堆模型进行屏蔽设计时,需求解固定源问题,应用西屋公司开发的SORCERY程序将堆芯功率分布转换为三维空间分布,由于CAP1400反应堆模型较大,固定源的制作会消耗大量的计算机硬件资源,同时,也会超出SORCERY程序本身的计算规模限制,为此,另外开发了外源制作辅助程序PSOR.从而可以使TORT程序适用于CAP1400等大规模工程问题的计算.

摘要： 本文以某压水反应堆压力容器和堆内构件为对象,对假想失水事故(以下简称LOCA)下的水力载荷进行了一维热工水力建模和计算,阐述了LOCA下产生的瞬态水力载荷的计算方法和载荷类型,分析了破口所在管段位置、流固耦合等敏感性因素的影响.分析表明冷段破口下产生的水平和垂直载荷大于热段破口工况下的水平和垂直载荷,但作用在控制棒导向筒和支撑柱的拖曳力却较热段破口工况低.此外考虑堆内构件下降段流固耦合因素计算得到的水力载荷结果更科学合理.研究成果对新堆型研发中的压力容器和堆内构件LOCA水动力载荷分析有重要的参考价值和借鉴意义.

摘要： 堆内构件是反应堆冷却剂系统中的重要设备之一。堆芯跌落事故是会造成吊篮及支承结构跌落，通过防断组件对压力容器底封头内表面造成冲击，该冲击能量由防断组件缓冲器的塑性形变完全吸收。采用Ludwik扩展来模拟材料应力-应变曲线，考虑堆芯自重、浮力、热膨胀等因素的影响，计算了材料在冷态和热态条件下的应变率，据此得到了堆芯跌落的冲击载荷和跌落高度，评价了其对压力容器结构完整性和堆芯上板定位销功能性的影响，并对受压组件进行了稳定性分析。

摘要： 压水堆核电厂在功率运行期间,压力容器及其内部的堆内构件受到中子的长期辐照,这些材料中的铁、钴、镍等元素的部分同位素会被活化,这些被活化的放射性同位素中,部分长半衰期的核素会使得反应堆关闭后较长时间内相关设备仍然具有较强的放射性,成为退役过程中的辐射源项.文章采用离散纵标输运计算程序计算了压水堆核电厂功率运行期间压力容器及内部堆内构件所在位置处中子场的分布情况,根据典型压水堆核电厂堆内构件和压力容器的组份,分析了反应堆关闭不同时段的辐射源项特点,文章的分析结果可以作为压水堆核电厂退役过程中工作人员辐射防护设计和评价的辐射源项依据,也可以为反应堆退役方案的确定和最初的放射性废物分类提供参考.

摘要： 本计算的目的是为了获得反应堆压力容器入口至堆芯段流道的流动特性。计算使用计算流体动力学（CFD）方法，建立了从反应堆压力容器入口管嘴、下降环腔、反应堆下腔室到堆芯燃料组件的全比例流道模型。通过对该流道模型的分析，得到下降环腔及下腔室内各部位的流动特性；得到下降环腔及下腔室内各结构对进入堆芯的反应堆冷却剂流量分配的影响规律。最终为反应堆压力容器及堆内构件的设计及结构分析提供依据。

摘要： 本公开提供一种高温气冷堆金属堆内构件堆芯壳底板水平度调整方法，包括：步骤一、堆芯壳初次落位及测量：步骤二、调整垫板加工量的计算：步骤(21)、建立空间坐标系，堆芯壳底板上的所有测点坐标(xi，yi，zi)依次绕x轴旋转角度θx、绕y轴旋转角度θy，得到新坐标(x′i，y′i，z′i)，使得新坐标满足堆芯壳底板水平度要求，则对应的旋转角度θx、θy，即为堆芯壳所需调整的精确角度；步骤(22)、结合堆芯壳热气导管法兰与压力容器热气导管管嘴法兰圆心标高差值h1，计算出第一支承滚柱调整垫板的加工量；步骤三、调整垫板的加工及安装。测量过程仅需进行一次，避免了反复测量调整工作，作业时间缩短，节约工期，降低了设备磕碰、受损风险，有效降低人员作业安全风险。

摘要： 本发明属于核反应堆堆内构件技术领域，具体涉及一种高温气冷堆金属堆内构件堆芯壳支承结构及安装方法。通过本发明技术方案，金属堆内构件、陶瓷堆内构件及其石墨球全部重量(以800T计算)集中在环形支承平台上，新设计的环形支承平台的面积为9.684㎡，压强约为82.6T/㎡，远低于原设计。在支承平台上和堆芯壳底板上设置有6个键槽，能够有效限止堆芯壳周向的位移；在键槽两端各设置有一个防跳螺栓孔，能够有效防止堆芯壳上下方向的位移。如此，即使地震发生，堆内构件不至于发生大的窜动。

摘要： 本发明公开了一种可以保证底板的最大变形量控制在≤9.6mm的高温气冷堆核电站中金属堆内构件下堆芯壳底座焊接方法，在内筒、外筒和底板焊接完成后，将15个内筋板均布在内筒和外筒之间后，对所需焊接部位进行预热直至205°C以上，预热完成后对外筒和内筋板之间、内筒和内筋板之间进行定位焊，之后采用多层多道焊接方法，先进行内筋板和外筒之间的焊接，完成之后对内筋板和底板进行焊接，之后焊接外筋板。本发明的优点是：利用上述方法，可以保证底板的最大变形量控制在≤9.6mm，焊接牢固，满足核电方面的焊接质量要求，提高底座的使用寿命。

摘要： 本发明公开了一种适用于超临界水冷堆双流程堆芯的堆内构件，包括吊篮筒体、堆芯下板、集流腔壳体、压紧筒体、堆芯上板、下部支承板及上围板，其中，下部支承板上方的压紧筒体内区域构成上腔体，上围板、下部支承板及堆芯上板三者之间构成混合腔体，下部支承板设有接通上腔体与混合腔体的通水孔。上围板、下部支承板、堆芯上板及压紧筒体四者共同构成一个环形的出口蒸汽腔，压紧筒体连接有接通出口蒸汽腔且穿过吊篮筒体的出口内套管。堆芯下板与集流腔壳体之间构成有集流腔，集流腔壳体设有多个接通集流腔的开孔，吊篮筒体和压紧筒体两者上部均设有周向的开孔。本发明采用双流程结构，在保证热效率的同时并能保证结构的安全性和可靠性。

摘要： 本发明公开了一种实现上部堆内构件在反应堆内临时存放的装置，涉及压水堆核电厂核反应堆设计技术领域，包括临时存放结构，堆内构件包括上部堆内构件和下部堆内构件，所述下部堆内构件的顶端设置有压紧弹性环，所述压紧弹性环的顶端设置临时存放结构。本发明在发生转运系统或装卸料机套筒故障等问题时，将上部堆内构件放置在临时存放结构的顶端，通过临时存放结构提升上部堆内构件原本的安装位置，可以避免上部堆内构件与燃料组件直接接触，避免了燃料组件及相关部件的损伤，本发明结构紧凑，操作工艺简便，同时不会影响上部堆内构件的吊装。

摘要： 本公开提供一种高温气冷堆金属堆内构件堆芯壳底板水平度调整方法，包括：步骤一、堆芯壳初次落位及测量：步骤二、调整垫板加工量的计算：步骤(21)、建立空间坐标系，堆芯壳底板上的所有测点坐标(xi，yi，zi)依次绕x轴旋转角度θx、绕y轴旋转角度θy，得到新坐标(x′i，y′i，z′i)，使得新坐标满足堆芯壳底板水平度要求，则对应的旋转角度θx、θy，即为堆芯壳所需调整的精确角度；步骤(22)、结合堆芯壳热气导管法兰与压力容器热气导管管嘴法兰圆心标高差值h1，计算出第一支承滚柱调整垫板的加工量；步骤三、调整垫板的加工及安装。测量过程仅需进行一次，避免了反复测量调整工作，作业时间缩短，节约工期，降低了设备磕碰、受损风险，有效降低人员作业安全风险。

摘要： 本发明属于核反应堆堆内构件技术领域，具体涉及一种高温气冷堆金属堆内构件堆芯壳支承结构及安装方法。通过本发明技术方案，金属堆内构件、陶瓷堆内构件及其石墨球全部重量(以800T计算)集中在环形支承平台上，新设计的环形支承平台的面积为9.684㎡，压强约为82.6T/㎡，远低于原设计。在支承平台上和堆芯壳底板上设置有6个键槽，能够有效限止堆芯壳周向的位移；在键槽两端各设置有一个防跳螺栓孔，能够有效防止堆芯壳上下方向的位移。如此，即使地震发生，堆内构件不至于发生大的窜动。

摘要： 本发明公开了一种可以保证底板的最大变形量控制在≤9.6mm的高温气冷堆核电站中金属堆内构件下堆芯壳底座焊接方法，在内筒、外筒和底板焊接完成后，将15个内筋板均布在内筒和外筒之间后，对所需焊接部位进行预热直至205°C以上，预热完成后对外筒和内筋板之间、内筒和内筋板之间进行定位焊，之后采用多层多道焊接方法，先进行内筋板和外筒之间的焊接，完成之后对内筋板和底板进行焊接，之后焊接外筋板。本发明的优点是：利用上述方法，可以保证底板的最大变形量控制在≤9.6mm，焊接牢固，满足核电方面的焊接质量要求，提高底座的使用寿命。

摘要： 本公开提供一种高温气冷堆金属堆内构件堆芯壳上导向键，包括上导向键以及四个防跳螺栓，所述上导向键为T型上导向键，所述T型上导向键的导向键平台设置有四个导向键防跳螺栓通孔，每个所述导向键防跳螺栓通孔对应一个所述防跳螺栓。本公开的金属堆内构件堆芯壳上导向键，取消了原设计中上导向键固定于堆芯壳的设计，有效的阻止了反复提升堆芯壳带来的不可逆损伤。在本公开实施例中，可以将新设计的上导向键直接插入压力容器周向定位槽板与堆芯壳上导向键槽中，然后将防跳螺栓紧固好，施工简单便捷，节约了工期。

摘要： 本实用新型属于核反应堆堆内构件技术领域，具体涉及一种高温气冷堆金属堆内构件堆芯壳支承结构及安装方法。通过本实用新型技术方案，金属堆内构件、陶瓷堆内构件及其石墨球全部重量(以800T计算)集中在环形支承平台上，新设计的环形支承平台的面积为9.684㎡，压强约为82.6T/㎡，远低于原设计。在支承平台上和堆芯壳底板上设置有6个键槽，能够有效限止堆芯壳周向的位移；在键槽两端各设置有一个防跳螺栓孔，能够有效防止堆芯壳上下方向的位移。如此，即使地震发生，堆内构件不至于发生大的窜动。