摘要：核电厂控制棒驱动机构(CRDM)耐压壳采用?密封环焊接安装在反应堆压力容器顶盖的管座上。一回路水应力腐蚀易诱发?密封环焊缝产生裂纹导致泄漏,需采用堆焊技术进行修复以保证?密封环结构完整性。基于ASME规范中的断裂力学分析方法,针对?密封环堆焊修复的设计结构,开展疲劳和应力腐蚀引起的裂纹扩展分析计算,为?密封环堆焊设计和评定提供参考。

摘要：核电厂在发生堆芯熔化严重事故时,采用堆内熔融物滞留(IVR)策略将熔融物包容在反应堆压力容器(RPV)内是一项重要缓解措施。在IVR策略期间,RPV下封头在熔融物的极高温度载荷和力学载荷的共同作用下很有可能因过度蠕变变形而失效。因此,有必要对熔融物滞留条件下RPV下封头进行蠕变变形分析,以保证RPV结构完整性。该文在假定IVR条件下,采用有限元方法对RPV下封头进行热-结构耦合分析,通过计算得到容器壁的温度场和应力场,以及下封头的塑性和蠕变变形,并结合塑性和蠕变断裂判据对下封头进行失效分析。结果表明,考虑蠕变影响后,结构的变形将大大增加;严重事故下采取熔融物滞留策略期间,RPV下封头的主要失效模式为蠕变失效而非塑性失效;内压对蠕变变形量和蠕变失效时间有较大影响。该文为严重事故下RPV下封头的蠕变和失效研究提供了分析方法。

摘要：为了实现数字图像相关方法在反应堆结构力学中的应用,采用非接触全场应变测量技术,对大型细柔性结构的表面散斑处理进行研究,开展力学特性试验;通过非接触全场应变测量系统——VIC-3D测试系统得到试验件的全场应变数据,并结合应变片测量结果进行数据验证。结果表明,数字图像相关方法(DIC)具有良好的应变测试精度和较广的测试范围。

摘要：针对核电厂稳压器接管安全端堆焊设计结构,按照稳压器设计载荷,对假设的安全端焊接区域的裂纹开展疲劳和应力腐蚀引起的裂纹扩展分析,获得裂纹扩展尺寸,并进行安全评估,结果表明,异种金属焊缝区域在周期末的最大环向裂纹深度扩展量为0.4×10-3 mm,最大轴向裂纹深度扩展量为23.6×10-3 mm;不锈钢焊缝区域在周期末的最大环向裂纹深度扩展量为12.4×10-3 mm,最大轴向裂纹深度扩展量为0,裂纹扩展量均满足堆焊设计要求,为稳压器接管安全端堆焊结构设计和评定提供参考。

摘要：提供核电厂破前漏(LBB)设计所需材料性能参数需要测量主管道母材和焊接材料在高温下的力学性能(包括材料在地震环境下的高温动态力学性能)。基于万能伺服材料试验机和高速材料试验机测量了核电厂主管道母材控氮00Cr17Ni12Mo2不锈钢及焊接材料OK Tigrod 316L在高温(350℃)下的静动态拉伸力学性能、裂纹扩展率和静动态断裂韧性。与主管道母材和焊接材料的常温力学性能相比,2种材料在350℃下的静动态拉伸力学性能以及OK Tigrod 316L在350℃下的静动态断裂韧性都较常温有较大幅度的降低,2种材料在350℃下的抗裂纹扩展性能较常温略有下降。研究成果可为核电厂管道的LBB设计提供试验技术和材料参数支持。

摘要：核反应堆管道设计中采用破前漏(Leak Before Break,LBB)技术,可以确保反应堆的安全运行,并且降低反应堆结构的复杂程度,减少工程建设费用。破前漏(LBB)技术中采用断裂力学方法计算管道裂纹张开位移(Crack Opening Displacement,COD)是一个主要的方面,计算中管道参数对COD有重要影响,因而在设计中必须考虑。该文基于线弹性断裂力学分析方法中的裂纹张开位移模型,研究了管道裂纹长度、管道外径、管道壁厚和径厚比,以及管道内压载荷等参数对COD的影响,计算结果可为核反应堆管道的破前漏(LBB)设计和结构分析提供参考。

摘要：堆芯熔融物滞留(IVR)策略是核电厂针对严重事故的一项重要缓解措施。采用有限元方法对IVR策略期间反应堆压力容器(RPV)下封头在熔融物作用下的力学行为进行研究,通过对熔融物传递给压力容器壁面的热载荷和力学载荷进行研究,计算得到下封头的温度场和应力场分布,开对热膨胀和内压等对结构力学响应的影响进行了研究,对材料的弹性和弹塑性行为进行了比较。结果表明,热膨胀产生的应力和变形远大于容器自重、熔池压力和冷却水压力产生的结果;内压大于1 MPa时其对结构的力学响应有显著影响;熔融物作用下压力容器下封头将产生不可忽视的塑性变形,采用弹塑性方法进行分析更为合理。

摘要：核级设备在设计安装时必须对其抗震性能进行安全评定,核安全相关法规要求核电厂中所有抗震I类设备均应按安全停堆地震(SSE)进行设计,进行强度校核以保证结构的完整性;对某些有功能性要求的设备,还应进行变形分析以保证功能完整性。该文采用有限元方法,对某核级防冲击波阀的抗震安全评定方法进行了研究,按照ASME规范AG-1卷的设计准则对结构在地震及与其他载荷组合下的应力和变形进行评定,结果表明,该防冲击波阀的抗震安全性能满足规范的要求。

摘要：采用有限元方法对田湾核电站3、4号机组采用的某型防冲击波阀阀体进行了抗震计算分析。计算得到了结构的固有频率、振型和地震载荷下的响应,并根据ASME AG-1对结构在重力、内压、冲击波载荷、地震等多种载荷组合下的应力和变形进行评定,根据ASME III-NF对连接紧固件进行应力校核。结果表明,防冲击波阀阀体的设计满足相关规范的要求。

摘要：基于复变函数方法,研究了在反平面载荷下核级设备结构中基体夹杂界面应力分布。利用基体和夹杂在界面处的位移和应力连续边界条件,推导得到含复应力函数系数的线性方程组,求解该方程组获得基体和夹杂的界面应力。通过数值计算结果表明:夹杂形状、基体与夹杂剪切模量比值对界面环向应力和界面径向应力均有影响,为核级设备结构设计及工程应用提供理论参考。