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辐照监督重组冲击试样的力学行为研究与数值模拟分析

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辐照监督重组冲击试样的力学行为研究与数值模拟分析

作者：唐云鹏华北电力大学(北京)

学位级别：硕士

压力容器作为反应堆最关键的设备之一,其结构完整性直接关系到反应堆的运行安全和服役寿命。实际应用中,压力容器的老化程度可由预先放置于压力容器辐照监督管内的夏比冲击试样的韧脆转变温度曲线来评价。然而,由于反应堆内构件的紧凑性... 详细信息

压力容器作为反应堆最关键的设备之一,其结构完整性直接关系到反应堆的运行安全和服役寿命。实际应用中,压力容器的老化程度可由预先放置于压力容器辐照监督管内的夏比冲击试样的韧脆转变温度曲线来评价。然而,由于反应堆内构件的紧凑性,可用于力学测试的辐照监督试样非常有限。为解决辐照监督试样短缺问题,通常采用试样重组技术利用有限的夏比冲击试样获得更多冲击数据,为核电站的延寿提供数据支撑。然而现有的试样重组技术规范,仅给出相应的最低标准,并没有实现冲击断头的合理最大化利用。此外,缺乏合理有效的有限元模型对重组试样进行验证。本文以反应堆压力容器材料Ni-Cr-Mo-V钢为研究对象,分别在母材、焊缝和热影响区位置选材制备夏比冲击试样。针对冲击试验中获得的冲击断头采用显微硬度分析法确定试样的最大塑性变形,并采用GTN模型对冲击过程进行数值模拟,验证了模型的有效性。随后,采用电子束焊接方法加工了母材重组试样,通过冲击测试并结合重组试样冲击过程的有限元分析,进一步验证重组试样的有效性。主要研究成果如下:(1)RPV钢材母材和焊缝的韧脆转变温度分别为-73.5℃、-36℃,表明母材具有更好的韧性。(2)选取母材、焊缝以及热影响区的上平台冲击断头开展硬度测试,确定该RPV钢材的最大塑性变形尺寸。结果表明,母材、焊缝以及热影响区冲击断头的塑性区最大长度分别为7.0mm,6.5mm,8.5mm。由此确定了针对该RPV钢重组冲击试样的插入段上限为19mm。(3)采用GTN模型模拟母材和焊缝的上平台冲击过程,获得的载荷-位移曲线与试验基本一致,冲击功数据偏差小于5%。仿真塑性云图的塑性区轮廓与试验测试结果吻合,验证了 GTN模型的有效性。(4)理论模拟得到的母材重组试样的载荷-位移曲线与原始试样相似,冲击功数据偏差小于5%。试验测得的母材重组试样的冲击功均位于原始试样的基准验证数据带内,断头的塑性区长度约为7.5mm,与原始母材几乎一致。以上结论表明,本论文中采用的重组试样取材方案可行,焊接方法选择合理,重组试样冲击数据有效。

关键词：辐照监督试样重组插入段尺寸硬度 GTN模型

核反应堆压力容器材料辐照监督试样力学性能试验中的质量控制

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核动力工程 2008年第S1期29卷 80-82页

作者：蒋国富伍晓勇中国核动力研究设计院成都610005

反应堆压力容器材料辐照监督试验的工作内容主要包括监督管的堆内提取与装/卸车操作、监督管解体及探测器块切割、温度监测器检查、冲击和拉伸试验以及试样的长期贮存与检查等。项目质量控制通过控制过程质量来实现,关键在于制定完善且... 详细信息

反应堆压力容器材料辐照监督试验的工作内容主要包括监督管的堆内提取与装/卸车操作、监督管解体及探测器块切割、温度监测器检查、冲击和拉伸试验以及试样的长期贮存与检查等。项目质量控制通过控制过程质量来实现,关键在于制定完善且具有良好可操作性的的程序文件、加强人员培训和过程控制并持续改进。通过质量控制和质量管理,已完成的10根监督管共700余个辐照试样均获得有效而可靠的数据,试验数据的可信度大于等于95%。

关键词：核电站压力容器辐照监督质量控制

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反应堆压力容器辐照监督的研究

反应堆压力容器辐照监督的研究

作者：肖冰山上海交通大学

学位级别：硕士

现役反应堆的寿期由其40年设计寿命延长到60年或更长,是提高核电站竞争力的关键因素。本文总结了反应堆压力容器铁素体材料中子辐照脆化机理和影响辐照效应的主要因素,以及当前国内外相关领域内的最新研究成果,为优化反应堆压力容器的... 详细信息

现役反应堆的寿期由其40年设计寿命延长到60年或更长,是提高核电站竞争力的关键因素。本文总结了反应堆压力容器铁素体材料中子辐照脆化机理和影响辐照效应的主要因素,以及当前国内外相关领域内的最新研究成果,为优化反应堆压力容器的结构设计、冶炼和制造工艺、运行参数,合理可行的降低反应堆压力容器环带区的辐照损伤,延长使用寿命,提供了理论依据。本文以秦山第二核电厂反应堆压力容器为研究对象,介绍了65万千瓦反应堆压力容器的结构特点、选材要求、主要设计规范、标准和主要设计参数,重点阐述了反应堆压力容器辐照监督设计、实施和监督实测数据的分析、处理、运用。明确了反应堆压力容器辐照监督的目的、方法和所使用的规范,论述了辐照监督的设计、布置原则和抽取计划制定的依据。本文对秦山第二核电厂已取得反应堆压力容器辐照监督数据进行了深入的分析,对材料辐照前后的上平台能量、转变温度、抗拉强度、断面收缩率和延伸率等表征材料脆化性能的参数进行了对比分析;并且借鉴国外的先进经验,对上平台能量下降值、转变温度增量等进行了预测,和实测值进行了对比;对辐照脆化程度和法国同类核电站进行了对比。结果表明,秦山第二核电厂反应堆压力容器辐照脆化效应在理想的设计范围之内,与法国同类核电站相比,处于同等水平。与国内外核电站相比,秦山第二核电厂反应堆压力容器辐照监督存在超前因子偏大的问题。本文对这个问题进行了分析,对超前因子偏大对辐照监督工作带来的影响和可采取的后续监督措施进行了分析讨论。本文根据压力容器的设计参数、运行参数和辐照监督数据的分析,基于现有的有限数据对秦山第二核电厂反应堆压力容器的运行寿命进行了预测,认为其运行寿命可以从40年延长到60年不存在问题。

关键词：反应堆压力容器辐照脆化辐照监督冲击试验延寿

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辐照监督样品专用切割装置的设计

机械制造 2019年第8期57卷 13-17页

作者：黄然刘永骏黄祥明陈志清上海核工程研究设计院有限公司

针对水-水高能反应堆堆型焊接式辐照监督样品的取样切割需求,在分析原辐照监督样品切割设备结构和原理的基础上,采用水下电火花切割技术,通过自主创新,设计了辐照监督样品专用切割装置.对专用切割装置中的十字旋转移动机构、长柄电火花... 详细信息

针对水-水高能反应堆堆型焊接式辐照监督样品的取样切割需求,在分析原辐照监督样品切割设备结构和原理的基础上,采用水下电火花切割技术,通过自主创新,设计了辐照监督样品专用切割装置.对专用切割装置中的十字旋转移动机构、长柄电火花切割工具进行了分析,并开展了样机试验与验证,确认切割效果良好.

关键词：辐照监督样品切割设计

水冷反应堆(LWR)压力容器材料辐照监督和脆化评定

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核动力工程 1985年第6期 10-16+71页

作者：万德华

本文介绍了 LWR 压力容器材料辐照监督的作用、标准和脆化评定方法。对现代辐照监督技术提出了笔者的观点,并结合我国当前情况,为核电站建立一套可靠而有效辐照监督计划提出了见解。

关键词：轻水堆压力容器辐照监督脆化评定

关于建立我国反应堆压力容器辐照监督数据库的建议

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核安全 2022年第5期21卷 66-71页

作者：曾珍房永刚生态环境部核与辐射安全中心北京100082

反应堆压力容器作为压水堆中不可更换的关键设备,其结构完整性与核电厂安全及寿期有着密切关系。通过整合辐照监督数据、构建辐照脆化预测公式及模型,可以有效预测压力容器状态,提高核电厂运行的安全性、经济性。本文在分析研究国外反... 详细信息

反应堆压力容器作为压水堆中不可更换的关键设备,其结构完整性与核电厂安全及寿期有着密切关系。通过整合辐照监督数据、构建辐照脆化预测公式及模型,可以有效预测压力容器状态,提高核电厂运行的安全性、经济性。本文在分析研究国外反应堆压力容器辐照监督数据库和辐照脆化预测模型构建详情的基础上,结合我国实际情况,提出了我国建立辐照监督数据库的相关建议。

关键词：反应堆压力容器辐照监督辐照脆化数据库

18个月换料对CPR1000反应堆压力容器辐照监督的影响

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核安全 2018年第3期17卷 22-27页

作者：彭志珍苏州热工研究院有限公司深圳分公司深圳518124

本文以国内某核电厂CPR1000为例,阐述了18个月换料对CPR1000反应堆压力容器辐照监督试验、辐照监督大纲等的影响,并对18个月换料模式下的辐照监督提出了改进建议。

关键词： 18个月换料 CPR1000 反应堆压力容器辐照监督

M310改进型机组压力容器辐照监督要求及其在高温气冷堆辐照监督中的实践

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核安全 2018年第1期17卷 6-11页

作者：凌礼恭孙海涛高晨徐宇环境保护部核与辐射安全中心北京100082

本文以我国M310改进型机组压力容器辐照监督为研究对象,梳理和分析了适用于压水堆压力容器的辐照监督规范体系。对辐照监督中韧脆转变温度设计曲线、预测公式、辐照监督管与试样设置、抽取计划等技术要点进行了研究和总结。结合标准规... 详细信息

本文以我国M310改进型机组压力容器辐照监督为研究对象,梳理和分析了适用于压水堆压力容器的辐照监督规范体系。对辐照监督中韧脆转变温度设计曲线、预测公式、辐照监督管与试样设置、抽取计划等技术要点进行了研究和总结。结合标准规范的要求对辐照监督数据的作用和评价方法进行了分析研究和分步演绎。然后基于压水堆辐照监督的要求和堆型特点,重点研究了石岛湾气冷堆辐照监督规范适用性和辐照温度效应的修正等审评中遇到的难点。结论如下,压水堆压力容器辐照监督法规、标准体系较为完善,基于压水堆相关标准的技术原理,结合高温气冷堆的堆芯物理参数的特点,制定高温气冷堆的辐照监督方案是一个可行的思路。

关键词：辐照监督 RTNDT 中子注量高温气冷堆

CPR1000核电机组RPV辐照监督管提取方案及实践

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核安全 2022年第4期21卷 36-41页

作者：黄平段兴彪周鹏范敏郁罗志峰钱王洁张晏玮蔡可信苏州热工研究院有限公司江苏苏州215004 阳江核电有限公司广东阳江529941 辽宁红沿河核电有限公司辽宁大连116302

在反应堆压力容器(RPV)内部安装辐照监督试样并定期取出试验可预测RPV服役状态,顺利提取辐照监督管是开展后续试验与评估工作的前提。围绕辐照监督管的提取,阐述了运输容器设计、制造与验证,运输容器在进入核岛前的安装与调试,辐照监督... 详细信息

在反应堆压力容器(RPV)内部安装辐照监督试样并定期取出试验可预测RPV服役状态,顺利提取辐照监督管是开展后续试验与评估工作的前提。围绕辐照监督管的提取,阐述了运输容器设计、制造与验证,运输容器在进入核岛前的安装与调试,辐照监督管提取及放置,运输容器包装四个方面的技术方案,并以某CPR1000机组为案例介绍了实践过程中的注意事项,为国内其他类似核电机组的辐照监督管提取提供参考。

关键词：辐照监督提取运输容器实践