反应堆压力容器

摘要： 【匈牙利波克什二期核电厂公司网站2021年12月30日报道】匈牙利波克什二期核电厂公司2021年12月30日向匈牙利原子能管理局(HAEA)提交波克什二期核电厂1号机组的安全壳建设申请。预计这份申请将在150天内获得批准。匈的核电建设取证程序要求开发商提交一系列取证申请。波克什二期建设项目迄今已获得多项重要许可,包括机组并网许可和2个反应堆压力容器的制造许可。此次提交的安全壳建设申请是该项目提交的首份核厂房建设申请。

摘要： 针对现有铁素体钢在反应堆压力容器中抗压强度低与低温脆性高的问题,采用真空电弧熔炼法制备了系列Al_(x)FeNi_(2.5)CrMo高熵合金试样,并利用X射线衍射、扫描电子显微镜、能量散射谱以及力学性能测试等方式分析了Al含量对高熵合金微观结构和力学性能的影响.实验结果表明,制备的Al_(x)FeNi_(2.5)CrMo高熵合金主要由面心立方主相和少量的Laves相组成,其微观组织呈现出典型的树枝晶和枝晶间结构,且枝晶的分布均匀性随着Al含量的增加而变差;其抗压强度和抗拉强度随着Al含量的增加呈现出先增加后降低的趋势,当Al含量x=0.2时,高熵合金的抗压强度和抗拉强度达到最大值,分别为3984 MPa和795 MPa.

摘要： ASME规范和美国联邦法规规定了反应堆压力容器在正常启、停堆过程中的压力和温度限值。采用反应堆压力容器失效概率分析软件FAVOR,对RPV在基于风险的极限降温工况下的容器失效概率(CPF)进行了评价。结果表明,容器在极限降温工况下的失效概率与降温速率、堆焊层厚度和参考温度ART值相关。容器内表面贯穿堆焊层浅裂纹的存在可能导致容器失效概率超出ASMEⅪ卷附录G-2216制定时所基于的允许值(失效概率1×10^(-6)/a)。国内反应堆压力容器材料在使用基于风险的压力-温度限值曲线时,系统降温速率应限制在53°C/h范围内。通过更接近实际降温情况的分析过程可以看出,国内反应堆压力容器在寿期内具有足够裕量来保证其结构完整性。

摘要： 反应堆压力容器包容裂变反应,是一回路压力边界的关键设备。机组运行期间反应堆压力容器承受高温、高压及强中子辐照作用,并因此产生辐照脆化。通过介绍辐照效应原理及辐照监督试验,测定压力容器环带区域母材因辐照及高温引起的韧脆转变温度变化,对压力容器安全性能进行评估,并系统阐述了辐照监督试验结果在修正P-T极限曲线上的应用。

摘要： 国家科技重大专项第四代堆型高温气冷堆反应堆压力容器(以下简称“RPV”)是目前所有核电中外形尺寸和重量最大的压力容器,其吊装需要专用的翻转工装。通过Ansys软件对工装进行有限元分析,能够满足RPV翻转需要,增加了RPV的运输、翻转和起吊过程的顺畅性。

摘要： 目的定量研究镍原子的界面偏析对降低团簇与基体间表面能及促进团簇形核、提升团簇数密度的贡献,以深化对反应堆压力容器溶质团簇演化过程和辐照脆化中溶质团簇机理的认识。方法通过考虑Fe-Cu-Ni三元合金溶质团簇中镍原子的界面偏析,利用团簇动力学方法研究了团簇中镍原子分布对富铜溶质团簇演化的影响。结果相比铜团簇,加入镍原子后的铜镍团簇自由能显著降低,团簇数密度显著提高;随团簇中镍原子界面偏析加剧,团簇自由能与团簇尺寸逐渐下降,团簇数密度先小幅上升,后下降。结论镍可以促进富铜溶质团簇的形核,提升团簇的数密度,而其中镍原子的界面偏析对促进团簇形核的贡献可能有限;在团簇生长过程中,镍原子的界面偏析可能会抑制其生长,减小团簇的尺寸。

摘要： 反应堆压力容器中子注量是评价其辐照损伤状态的基础。本文基于Balakovo-3VVER-1000基准算例提供的数据,采用针对VVER-1000机组开发的堆芯中子源项计算软件,配合DOORS中子输运理论计算程序系统,计算了基准算例中各探测片位置的中子能谱以及各探测片的反应率。通过与基准算例中的参考结果进行比较,验证该中子输运计算程序系统对VVER-1000机组的适用性。结果表明,各探测片的理论计算结果与基准算例中提供的实测结果符合良好,证明新开发的中子源项计算程序可为VVER-1000机组的中子输运理论计算提供准确的中子源项,同时也验证了该中子输运计算程序系统对VVER机组的适用性。

摘要： 为探究堆芯衰变热条件对反应堆承压热冲击(PTS)安全分析的影响,基于带堆芯的ACP1000反应堆压力容器(RPV)模型,通过三维流固耦合传热方法,对小破口冷却剂流失事故(SBLOCA)及稳压器阀门卡开事故两种工况下的PTS瞬态进行数值模拟,通过确定性断裂分析计算裂纹参数,得到了带堆芯衰变热模型的应力强度因子分析结果。结果显示,在不同工况条件下,考虑堆芯衰变热的RPV模型PTS瞬态热载荷较大,过冷瞬态的应力强度因子提高,考虑堆芯热效应能够得到更接近实际PTS工况的分析结果,且堆芯热影响大小与多因素相关。

摘要： 【日本共同社2022年4月1日电】日本东京电力公司(TEPCO)2022年3月31日宣布,计划在2024年对福岛第一核电厂2号机组反应堆压力容器内部实施调查,利用远程操控摄像头拍摄核燃料熔融物的情况。在2011年3月的事故期间,该核电厂1至3号机组发生堆芯熔融。这将是首次对福岛事故机组压力容器内部展开调查。

摘要： 反应堆压力容器(RPV)是核安全一级部件,在设计阶段需要进行含假想裂纹的断裂力学安全性能评估,并且在运行过程中若发生超出设计运行压力-温度限值曲线(P-T曲线)时,也需要进行含假想裂纹的断裂力学安全性能评估。基于Ansys软件自身的APDL语言开发了RPV辐照脆化评估专用参数化(插件)模块,专用模块集成了模型基本信息输入、温度场计算、应力场计算、断裂参量计算、依据RCC-M规范进行安全评估等方面的分析能力。专用模块规范了计算过程,避免了人因干扰,可满足工程上的快速、准确的安全评估要求。验证结果表明,参数化专用模块的分析结果与某核电厂原设计报告中相关瞬态的分析结果偏差均可控制在3%左右。

摘要： 概述了窄间隙热丝TIG焊的优点,从CPR1000反应堆压力容器进出口接管与接管安全端窄间隙热丝TIG焊角度,针对安全端焊缝射线检测不合格问题,主要从人、机、料、法、环、测等方面找出焊缝缺陷产生的原因,并提出了切实可行的改进措施,以提高进出口接管与安全端焊缝RT一次合格率.实践数据表明,基本解决了进出口接管与接管安全端组焊焊缝射线检测不合格问题,为我国核岛主设备窄间隙TIG焊接技术的实际应用提供了宝贵的经验.

摘要： 在综合分析了各种反应堆压力容器主螺栓残余伸长量计算方法的基础上,对主螺栓预紧拉伸模型进行了合理优化,建立厚壁和薄壁模型分别计算了初始水压试验T况下的残余伸长量.计算结果与试验及理论计算数据对比显示,其与试验数据的误差在4％以内.本文所建立模型的计算结果准确可靠并且相对保守,可应用于反应堆压力容器主螺栓残余伸长量的设计验证,为后续进行主螺栓损伤状态下的残余伸长量计算奠定了基础.

摘要： 利用计算机流体力学软件FLUENT,对检查设备在反应堆压力容器中对底封头贯穿件检查过程受到的阻力和绕流问题进行三维数值模拟分析.采用不可压缩Navier-Stokes方程,利用有限体积法和SIMPLE算法,针对设备非等截面结构形式,模拟设备在不同移动速度情况下绕流场的三维特性,分析了设备平均阻力系数和压力场分布特性.计算结果表明,不同移动速度情况下,设备周围的流动呈现明显的三维特性,移动速度是影响设备所受阻力的最大因素.

摘要： 在压水堆运行中,某些工况可能会使反应堆压力容器(RPV)经受承压热冲击(PTS)瞬态.本文简要介绍了PTS条件下含缺陷RPV的结构完整性评定方法及准则,重点阐述了PTS下含缺陷RPV的概率断裂力学(PFM)分析方法,包括不确定因素统计分析(裂纹检出率、裂纹尺寸、材料性能等)、裂纹启裂模型及穿透模型等,并评价了国外针对PTS分析的典型PFM程序.在此基础上,针对AP1000 RPV利用自主开发的PFM程序进行了两个典型PTS瞬态的案例分析,最后结合我国在概率评定方面的研究与核电设备评定中应用的现状,指出了我国在PTS条件下RPV概率评定中尚待加强的研究重点.

摘要： 反应堆压力容器(RPV)的承压热冲击分析(PTS)广泛地采用了概率断裂力学(PFM)方法,以计算RPV发生裂纹穿透器壁的失效概率.作为PFM分析的重要输入参数,缺陷尺寸分布规律直接影响着RPV在PTS条件下的失效概率.在总结现有典型缺陷尺寸分布规律的基础上,分别考虑Marshall分布和PNNL分布缺陷尺寸分布模型,引入裂纹检出率,基于开发的PFM分析程序,计算并讨论了假想PTS瞬态下的RPV失效概率.分析结果可为我国核电站PTS分析中的缺陷分布模型分析提供参考.

摘要： 将电熔增材制造反应堆压力容器16MND5钢在450°C下时效至3000h,通过力学性能测试和组织观察,分析老化时间对其组织和力学性能的影响.研究结果表明:随着热老化时间的延长,试样的抗拉强度和屈服强度分别提高5MPa和6MPa,断后伸长率和断面收缩率保持不变;试样的裂纹稳定扩展能量WP1降低,导致裂纹扩展能量形WP降低,从而使总的冲击能量形Wt降低47J;长时热老化前后组织依然为先共析铁素体和粒状贝氏体.

摘要： 以反应堆压力容器密封面堆焊材料Inconel152和Ni327为研究对象,不锈钢E308L为对比材料,开展了3种材料在标准规范水质、模拟工况水质和偏离水质条件下的点腐蚀和缝隙腐蚀实验,研究了氯离子和氧元素对材料局部腐蚀性能的影响.结果表明:镍基合金堆焊材料Inconel152和Ni327在标准规范水质和模拟工况条件以及偏离水质Ⅰ和偏离水质Ⅱ的实验条件下,都比不锈钢E308L具有良好的耐点腐蚀和缝隙腐蚀能力,特别是Inconel152的耐局部腐蚀性能更优于Ni327的;在高温含氧水中,Cl-浓度对镍基合金点腐蚀和缝隙腐蚀性能的影响程度较之氧的更大;氧对材料缝隙腐蚀性能的影响要远远超过对点腐蚀性能的影响.该研究结果可为后续核动力装置密封面的改进和设计选材提供强有力的技术支持.

摘要： 核电厂发生堆芯熔融严重事故时,熔融物堆内滞留(IVR)是重要管理策略之一.这需保证反应堆压力容器(RPV)在IVR条件下的结构完整性,以避免熔融物泄露到安全壳,甚至释放到环境中.针对IVR下RPV的结构完整性,分别阐述了RPV内熔融物与器壁间的间隙冷却实验和结构缩比模型实验,着重总结了LHF、OLHF及EC-FOREVER等RPV缩比模型实验的目的、装置设计和成果等,并探讨了其缩比原理.最后,对国内开展IVR下RPV的结构完整性实验研究进行了展望.

摘要： 通过对CRDM耐压壳下部焊接坡口PT检查显示问题调查,对产生显示问题的原因进行了分析,并对比现场CRDM耐压壳安装检验规范要求与工厂制造检验规范技术要求,根据对比结果对产生PT显示问题原因进行了评估,根据分析与评估结果制订了处理CRDM耐压壳现场焊接前PT检查显示问题处理的措施,完成了PT检查显示的处理.参照这种处理方法,提出如果设备接口端焊接坡口区域在工厂制造阶段与安装阶段的检验规范要求不一至时,进行坡口区域焊前PT检验,应使用现场焊接坡口检验规范执行的建议.

摘要： 通过对CRDM耐压壳下部焊接坡口PT检查显示问题调查,对产生显示问题的原因进行了分析,并对比现场CRDM耐压壳安装检验规范要求与工厂制造检验规范技术要求,根据对比结果对产生PT显示问题原因进行了评估,根据分析与评估结果制订了处理CRDM耐压壳现场焊接前PT检查显示问题处理的措施,完成了PT检查显示的处理.参照这种处理方法,提出如果设备接口端焊接坡口区域在工厂制造阶段与安装阶段的检验规范要求不一至时,进行坡口区域焊前PT检验,应使用现场焊接坡口检验规范执行的建议.

摘要： 本发明首先涉及一种核电站的压水反应堆的压力容器的制造方法，其中该压力容器包括耐压壳体，并且用于装入高压介质，从而通过与压力容器相连接的热交换设备等应用由在压力容器的内部空间(13)中发生的核反应而产生的热。压水反应堆的压力容器(1)的壳体由两个或多个壳结构(5，6)制成，其中一个所述壳结构位于另一所述壳结构的内部，在所述壳结构之间的中间空间(12)中布置比压力容器的内部空间(13)中的压力基本低的压力。本发明还涉及一种核电站的压水反应堆的压力容器以及用于上述目的的多壁式压力容器的应用。

摘要： 本发明属于核电设备检测技术领域，公开了一种核电反应堆的压力容器水位的测量方法、系统及核电反应堆设备。核电反应堆的压力容器水位的测量方法，包括以下步骤：计算在冷停堆状态下和在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数；将计算的压损系数进行线性拟合处理以获取动态压损系数；根据余热排出系统运行状态和主泵运行状态对动态压损系数进行修正处理以获取修正的动态压损系数；根据修正的动态压损系数计算压力容器满水状态时的差压；以及根据计算的压力容器满水状态时的差压和差压变送器测量值计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位。相对于现有技术，本发明核电反应堆的压力容器水位的测量方法可提高核电反应堆压力容器水位测量的精确度和可靠性。

摘要： 本发明属于反应堆技术领域，尤其涉及一种反应堆压力容器主螺栓拉伸操作方法及压力容器关盖方法。本申请的主螺栓拉伸预紧操作，在一个阶段性拉伸预紧中，多个主螺栓组的拉伸载荷依次减小，位于在后的主螺栓组的拉伸预紧不会对在先的主螺栓组的拉伸预紧造成较大的卸载作用，从而提高了主螺栓残余预紧载荷分布的均匀性和对称性，提高了反应堆压力容器密封面的受力均匀性，保证了反应堆压力容器密封性能和密封面的表面质量。另外，在经过多个阶段性拉伸预紧后，需要进行剩余伸长量调整的主螺栓数量减少，提高了主螺栓的拉伸效率，降低了项目成本，并保证了各主螺栓的剩余伸长量满足设计要求。

摘要： 本发明涉及反应堆压力容器检测技术领域，提供了一种反应堆压力容器筒体焊缝探伤装置及反应堆压力容器筒体，所述探伤装置包括移动平台、定位系统、探伤系统和动力系统；所述定位系统包括设置于所述移动平台侧部的图像采集组件；所述探伤系统包括设置于所述移动平台底部，用于对所述焊缝表面进行探测的探伤器；所述动力系统包括设置于所述移动平台底部的轮组，以及设置于所述移动平台的磁性单元；其中，所述移动平台通过所述磁性单元吸附于反应堆压力容器筒体的外壁。本发明通过在反应堆压力容器的外壁设置能够灵活调整位置的焊缝检测装置，实现了对反应堆压力容器外壁焊缝的全面检测。

摘要： 本发明涉及一种反应堆压力容器及反应堆压力容器的安注管，安注管包括设有直管流道的接管主体和隔热套。隔热套设置在接管主体的直管流道中。隔热套的侧壁上向中心凸起设置有喉管结构，喉管结构与接管主体的内壁面之间形成隔离空间，在经安注管向压力容器内注入安注水时，安注水流经隔热套时，隔离空间可以缓解较冷的安注水在注入时对反应堆压力容器的直接热冲击。

摘要： 本发明涉及一种反应堆压力容器及应用于反应堆压力容器的支承结构，支承结构包括环形本体、在环形本体外圈设置的外支承部、以及在环形本体内圈设置的内支承部。环形本体的端面外形与压力容器的筒体侧壁的横断面外形对应，外支承部与压力容器外侧的支承基座连接，以及内支承部对压力容器内侧的堆内构件支承。环形本体作为压力容器与外支承部、内支承部的连接接口，使支承结构需要承载整个压力容器自重及其内所有冷却剂和设备的重量，环形本体作为压力容器筒体的一部分，具有足够的强度和刚度，保证了环形本体的可靠性和安全性，还解决了传统情况下在压力容器侧壁面上设置支承时与筒体面面接触焊接可能造成焊缝断裂、可靠性不高的缺点。

摘要： 本发明属于核电设备检测技术领域，公开了一种核电反应堆的压力容器水位的测量方法、系统及核电反应堆设备。核电反应堆的压力容器水位的测量方法，包括以下步骤：计算在冷停堆状态下和在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数；将计算的压损系数进行线性拟合处理以获取动态压损系数；根据余热排出系统运行状态和主泵运行状态对动态压损系数进行修正处理以获取修正的动态压损系数；根据修正的动态压损系数计算压力容器满水状态时的差压；以及根据计算的压力容器满水状态时的差压和差压变送器测量值计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位。相对于现有技术，本发明核电反应堆的压力容器水位的测量方法可提高核电反应堆压力容器水位测量的精确度和可靠性。

摘要： 本发明属于反应堆技术领域，尤其涉及一种反应堆压力容器主螺栓拉伸操作方法及压力容器关盖方法。本申请的主螺栓拉伸预紧操作，在一个阶段性拉伸预紧中，多个主螺栓组的拉伸载荷依次减小，位于在后的主螺栓组的拉伸预紧不会对在先的主螺栓组的拉伸预紧造成较大的卸载作用，从而提高了主螺栓残余预紧载荷分布的均匀性和对称性，提高了反应堆压力容器密封面的受力均匀性，保证了反应堆压力容器密封性能和密封面的表面质量。另外，在经过多个阶段性拉伸预紧后，需要进行剩余伸长量调整的主螺栓数量减少，提高了主螺栓的拉伸效率，降低了项目成本，并保证了各主螺栓的剩余伸长量满足设计要求。

摘要： 本实用新型涉及一种反应堆压力容器及应用于反应堆压力容器的支承结构，支承结构包括环形本体、在环形本体外圈设置的外支承部、以及在环形本体内圈设置的内支承部。环形本体的端面外形与压力容器的筒体侧壁的横断面外形对应，外支承部与压力容器外侧的支承基座连接，以及内支承部对压力容器内侧的堆内构件支承。环形本体作为压力容器与外支承部、内支承部的连接接口，使支承结构需要承载整个压力容器自重及其内所有冷却剂和设备的重量，环形本体作为压力容器筒体的一部分，具有足够的强度和刚度，保证了环形本体的可靠性和安全性，还解决了传统情况下在压力容器侧壁面上设置支承时与筒体面面接触焊接可能造成焊缝断裂、可靠性不高的缺点。

摘要： 本实用新型涉及一种反应堆压力容器及反应堆压力容器的安注管，安注管包括设有直管流道的接管主体和隔热套。隔热套设置在接管主体的直管流道中。隔热套的侧壁上向中心凸起设置有喉管结构，喉管结构与接管主体的内壁面之间形成隔离空间，在经安注管向压力容器内注入安注水时，安注水流经隔热套时，隔离空间可以缓解较冷的安注水在注入时对反应堆压力容器的直接热冲击。