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某核电厂RPV辐照脆化性能预测与延续运行评估

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核动力工程 2023年第4期44卷 192-197页

作者：房永刚佟振峰初起宝曾珍慎英才生态环境部核与辐射安全中心北京100082 华北电力大学北京102206

我国自主设计建造的某核电厂已进入延续运行阶段,作为反应堆核心部分的压力容器辐照脆化性能评价采用了国外的辐照脆化预测模型,但该模型基于的辐照数据不能有效代表我国反应堆压力容器(RPV)材料的辐照脆化性能,尤其是针对延续运行阶段... 详细信息

我国自主设计建造的某核电厂已进入延续运行阶段,作为反应堆核心部分的压力容器辐照脆化性能评价采用了国外的辐照脆化预测模型,但该模型基于的辐照数据不能有效代表我国反应堆压力容器(RPV)材料的辐照脆化性能,尤其是针对延续运行阶段。本文基于国内外RPV辐照脆化预测模型及其开发机理,构建了适用于我国工程应用的自主低Cu RPV辐照脆化预测模型,该模型考虑了稳定基体缺陷和合金元素析出沉淀等辐照脆化关键因素,同时根据国产低Cu RPV材料的辐照脆化数据,开展了自主模型的标准偏差和裕量分析,结果表明模型预测置信度较高。最后依据自主模型评估该核电厂RPV的辐照脆化性能,证明其延续运行至60等效满功率年(EFPY)具有可行性。

关键词：压力容器辐照脆化预测模型延续运行

秦山核电厂反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析

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核动力工程 2022年第S1期43卷 51-54页

作者：栾兴峰赵传礼许锋陶宏新张江涛高轩陶革中核核电运行管理有限公司浙江海盐314300 上海核工程研究设计院上海200030

反应堆压力容器是核电厂最重要设备之一,其辐照脆化状态决定了核电厂的实际运行寿命。通过借鉴国外反应堆压力容器安全评估方法,开发出一套反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析(TLAA)的方法。该方法从上平台能量、反应堆运行压力-温度... 详细信息

反应堆压力容器是核电厂最重要设备之一,其辐照脆化状态决定了核电厂的实际运行寿命。通过借鉴国外反应堆压力容器安全评估方法,开发出一套反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析(TLAA)的方法。该方法从上平台能量、反应堆运行压力-温度曲线及承压热冲击3个方面评价压力容器材料在正常工况和事故工况下的安全裕度。采用该方法在秦山核电厂运行许可证延续(OLE)项目中对反应堆压力容器进行了辐照脆化TLAA安全评估,其评估方法和评估结论到得国家核安全监管局的认可,为秦山核电厂延寿20 a奠定了基础。

关键词：压水堆辐照脆化时限老化分析(TLAA) 运行许可证延续(OLE)

长寿期运行RPV辐照脆化后结构完整性评定关键技术探讨

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压力容器 2023年第2期40卷 71-79,86页

作者：陈明亚曹昱澎贺寅彪孙欣高红波林磊彭群家陈志林苏州热工研究院有限公司江苏苏州215000 上海核工程研究设计院有限公司上海200233 浙江树人大学杭州310015

反应堆压力容器(RPV)辐照脆化后的结构完整性评定(简称“评定”)是核电厂长寿期运行论证中的关键技术难点之一。梳理国内外的相关研究成果,并结合作者团队的研究进展,进行了典型事故瞬态特性分析、RPV评定模型对比、评定准则研究和专用... 详细信息

反应堆压力容器(RPV)辐照脆化后的结构完整性评定(简称“评定”)是核电厂长寿期运行论证中的关键技术难点之一。梳理国内外的相关研究成果,并结合作者团队的研究进展,进行了典型事故瞬态特性分析、RPV评定模型对比、评定准则研究和专用软件开发四方面的关键技术探讨。研究表明,具有重新打压特性的事故瞬态更加危险;不同规范采用了不同方法处理RPV内表面堆焊层问题,其对分析结果存在明显影响;考虑材料的热预应力特性、裂纹止裂性能、尺寸拘束效应等都有益于结构的安全评价;基于通用的商业软件,通过二次开发建立了RPV辐照脆化断裂评定专用软件。

关键词：反应堆压力容器辐照脆化断裂评定长寿期运行

基于Ansys软件参数化专用模块的RPV 辐照脆化断裂评估

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压力容器 2022年第5期39卷 53-59页

作者：陈明亚耿昌金王威强高红波彭群家师金华苏州热工研究院有限公司江苏苏州215004 山东大学机械工程学院济南250061

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APD... 详细信息

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。

关键词：反应堆压力容器 Ansys 辐照脆化矩阵运算

国产RPV钢铁离子辐照脆化行为的正电子湮灭研究

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金属学报 2018年第4期54卷 512-518页

作者：张天慈王海涛李正操 SCHUT Henk 张征明贺铭孙玉良清华大学核能与新能源技术研究院高温堆总体室先进反应堆工程与安全教育部重点实验室先进核能技术协同创新中心北京100084 清华大学材料学院先进材料教育部重点实验室北京100084 Department of Radiation Science and Technology Delft University of TechnologyMekelweg 152629 JB DelftNetherlands 上海电气核电设备有限公司上海201306

选取服役于我国高温气冷示范电站的反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)钢A508-3和纯Fe,采用3 Me V铁离子进行高温(250℃)与室温(约25℃)辐照,辐照损伤分别达0.1、0.5和1.0 dpa,对样品分别进行正电子湮灭和纳米压痕硬度研究。... 详细信息

选取服役于我国高温气冷示范电站的反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)钢A508-3和纯Fe,采用3 Me V铁离子进行高温(250℃)与室温(约25℃)辐照,辐照损伤分别达0.1、0.5和1.0 dpa,对样品分别进行正电子湮灭和纳米压痕硬度研究。结果表明,辐照会使材料内部产生缺陷,这种缺陷以空位型缺陷和溶质原子团簇缺陷为主。且高温辐照产生的缺陷密度低于室温辐照,其中高温的退火效应使材料内部缺陷发生一定程度的回复。辐照后RPV钢和纯Fe都产生了一定程度的硬化,硬化程度随辐照损伤的增加而增高。对于RPV钢,高温辐照比室温辐照使材料内部产生更少的空位型缺陷和更多的溶质原子团簇型缺陷,因而RPV钢的辐照硬化可能主要是由溶质原子团簇型缺陷引起的。

关键词：国产RPV钢辐照脆化正电子湮灭高温气冷堆

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核能系统压力容器辐照脆化机制及其影响因素

金属学报 2014年第11期50卷 1285-1293页

作者：李正操陈良清华大学材料学院先进材料教育部重点实验室北京100084

核反应堆压力容器作为核电站不可更换的关键性设备,其设备完整性对核电站的安全运行起着至关重要的作用.在辐照条件下,反应堆压力容器钢中会形成一系列微结构缺陷,包括溶质沉淀、基体损伤和脆性元素的晶界偏聚等,导致材料的韧脆性转变... 详细信息

核反应堆压力容器作为核电站不可更换的关键性设备,其设备完整性对核电站的安全运行起着至关重要的作用.在辐照条件下,反应堆压力容器钢中会形成一系列微结构缺陷,包括溶质沉淀、基体损伤和脆性元素的晶界偏聚等,导致材料的韧脆性转变温度升高,产生辐照脆化效应.而压力容器钢的成分和辐照条件决定了各种微结构对辐照脆化的贡献大小.本文主要针对核能系统压力容器辐照脆化机制及其影响因素进行了综述,总结讨论了这些微结构的形成机制及溶质元素、辐照通量和辐照后退火对这些微结构和材料机械性能的影响,并指出了存在的问题和未来的研究方向.

关键词：反应堆压力容器辐照脆化溶质沉淀基体损伤晶界偏聚

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国产反应堆压力容器的辐照脆化行为及预测

原子能科学技术 2021年第7期55卷 1170-1176页

作者：林虎钟巍华佟振峰宁广胜张长义杨文中国原子能科学研究院北京102413 华北电力大学北京102206

反应堆压力容器(RPV)是保障核电站运行安全性、经济性的核心构件。对RPV的完整性评估而言辐照脆化是必须面对的问题。我国已开发了第三代设计寿命为60 a的核电站。当达到寿期末时,辐照脆化的行为是未知的,这给国产RPV的辐照脆化预测带... 详细信息

反应堆压力容器(RPV)是保障核电站运行安全性、经济性的核心构件。对RPV的完整性评估而言辐照脆化是必须面对的问题。我国已开发了第三代设计寿命为60 a的核电站。当达到寿期末时,辐照脆化的行为是未知的,这给国产RPV的辐照脆化预测带来了困难。为研究高注量下的辐照脆化行为,对A508-3钢的材料力学性能试样进行辐照考验,辐照温度为(288±8)℃,中子注量水平达到反应堆压力容器60 a寿期末的辐照水平1×10^(20) cm^(-2);开展拉伸、冲击和断裂韧性试验,分析辐照脆化行为,在EONY模型基础上,提出针对国产RPV钢的改进的辐照脆化模型。模型的有效性被试验数据证实,其可准确预测国内A508-3材料的辐照脆化趋势。

关键词：反应堆压力容器 A508-3钢中子辐照辐照脆化预测模型

基于辐照脆化的反应堆压力容器60年设计寿命改进分析

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核动力工程 2013年第S1期34卷 103-108,115页

作者：邱天罗英马姝丽周高斌李长香中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室成都610041

反应堆压力容器(RPV)结构材料的辐照脆化是限制其使用寿命的最关键因素。本文着重从RPV材料辐照脆化机理研究出发,通过对比和分析M310、CNP1000、AP1000和EPR等堆型RPV材料、结构设计和辐照监督设计要求,对实现RPV 60年设计寿命的影响... 详细信息

反应堆压力容器(RPV)结构材料的辐照脆化是限制其使用寿命的最关键因素。本文着重从RPV材料辐照脆化机理研究出发,通过对比和分析M310、CNP1000、AP1000和EPR等堆型RPV材料、结构设计和辐照监督设计要求,对实现RPV 60年设计寿命的影响因素进行探讨,提出可在国内自主研发与制造的二代改进型及三代核电上实施的满足RPV 60年设计寿命的几项优化措施。

关键词：反应堆压力容器(RPV) 辐照脆化 60年设计寿命改进分析

低铜合金反应堆压力容器钢辐照脆化预测评估模型

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原子能科学技术 2009年第B12期43卷 103-108页

作者：佟振峰林虎宁广胜张长义钟巍华乔建生杨文杨启法中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所北京102413

反应堆压力容器(RPV)材料辐照脆化预测评估对保证核反应堆安全运行、预防重大灾难性事故的发生具有重要意义。通过深入了解RPV材料辐照损伤机理和分析国外较为成熟的RPV辐照脆化预测模型,揭示了国外有关压力容器辐照脆化预测模型对低铜... 详细信息

反应堆压力容器(RPV)材料辐照脆化预测评估对保证核反应堆安全运行、预防重大灾难性事故的发生具有重要意义。通过深入了解RPV材料辐照损伤机理和分析国外较为成熟的RPV辐照脆化预测模型,揭示了国外有关压力容器辐照脆化预测模型对低铜RPV辐照脆化预测的不足及其原因。在此基础上,发展和建立了适用于低铜RPV辐照脆化趋势的预测模型CIAE-2009。利用辐照性能数据对CIAE-2009模型进行了验证。结果表明,CIAE-2009对低铜含量RPV材料辐照脆化趋势预测具有较高的准确性和可靠性。

关键词：反应堆压力容器辐照脆化预测模型