摘要：堆内构件连接螺栓所处工况环境恶劣,以辐照促进应力腐蚀开裂(IASCC)为代表的螺栓断裂失效事件时有发生,为了分析评估堆内构件螺栓的可靠性,提出了一种考虑螺栓IASCC失效的可靠性评估方法。首先,基于断裂力学理论中的应力强度因子准则,分别构建了SCC和IASCC失效的极限状态函数,并利用仿真分析方法求解函数中的最大等效应力。其次,考虑函数中各参数的不确定性,应用一次二阶矩法求解堆内构件连接螺栓的可靠度。最后,以堆内使用数量最多的M16型号螺栓为例进行计算分析。结果表明,断裂韧度与螺栓所受最大等效应力对螺栓可靠性的影响最大,裂纹扩展系数、裂纹扩展指数的影响次之,裂纹初始尺寸对可靠性的影响最小。此种评估方法可用于反应堆结构设计中各类连接螺栓的寿命预测及可靠性评估,也可以辅助确定反应堆结构安全检测周期和检测重点。

摘要：通过对华龙一号堆内构件(RVI)正向设计方法的研究,以响应华龙一号三代核电反应堆的全新设计要求,并规范化华龙一号RVI的结构设计。RVI作为系统级的复杂设备,其结构设计影响反应堆多方面的性能,通过对RVI功能的需求分析,理清了各专业间的因果关系链条,确立了RVI设计需满足的功能需求条目。同时基于RVI的功能需求及国内外堆型的经验反馈,对重要的功能需求条目确立了量化评价准则,通过量化指标以规范RVI设计。通过RVI设计方法的研究确立了华龙一号RVI的10个方面的共72条功能需求条目,同时通过分析计算确定了各项分析的量化评价准则,为各项分析计算提出了明确的指标。该方法实现了RVI的正向设计,涵盖其全寿期的功能需求,保证了RVI设计的可靠性和安全性。

摘要：对于压水反应堆结构,辐照促进应力腐蚀开裂(IASCC)是其最主要的失效机制。理解辐照条件下辐照缺陷与微裂纹之间的相互作用,是理解辐照促进应力腐蚀开裂微观机制的重要一步。在本研究中,利用反应力场分子动力学(ReaxFF-MD)方法,模拟了体心立方结构(α相)的纯铁在辐照-应力-腐蚀三因素耦合作用下的演化过程,并对其进行腐蚀模拟与拉伸应变模拟,研究辐照促进应力腐蚀开裂底层物理机制及影响因素。

摘要：针对核反应堆堆内构件用14Cr17Ni2马氏体不锈钢锻件连续2次出现锻造裂纹的原因进行了分析,通过理论相图计算,并试验研究了加热温度、保温时间以及锻造温度对δ铁素体含量及形貌的影响,得出加热温度越高、保温时间越长、锻造温度越低越容易出现锻造裂纹。结果表明,改进加热温度、保温时间并控制终锻温度,可以避免14Cr17Ni2马氏体不锈钢锻件缺陷的产生。

摘要：介绍了压水型反应堆堆内构件常用的各种奥氏体不锈钢牌号,包括化学成分和力学性能差异。结合压水型反应堆堆内构件用材料的性能要求,分析了304H奥氏体不锈钢在敏化条件下的碳化铬Cr23C6在晶界的析出形态以及各种腐蚀介质对304H不锈钢性能的影响。研究了304H不锈钢在敏化非腐蚀条件下的力学性能。结果表明,敏化后的304H不锈钢,力学性能有一定程度的下降。

摘要：对华龙一号反应堆堆内构件能量吸收器进行了缓冲性能研究,充分考虑了水力功、堆芯跌落势能、燃料组件压紧弹簧弹性势能和能量吸收器弹塑性变形能间的能量平衡关系,研究了能量吸收器的性能影响因素,推导得出了堆芯跌落高度与能量吸收体长度间的关系、压力容器所受冲击载荷与能量吸收体长度间关系及能量吸收器最大应力与能量吸收体长度间的关系,发现通过减小能量吸收体体积和增大能量吸收体长度能有效降低堆芯跌落对压力容器底封头的冲击。

摘要：焊接工艺评定、焊材验收、焊工/焊接操作工技能评定等需要考核焊接接头的力学性能。关于焊接接头力学性能试验,国外内不同的标准体系之间存在很大差异。本文针对ASME规范、RCC-M规范以及其他国内外相关标准对焊接接头弯曲试验的不同规定及其存在的争议,提出了笔者自己的理解和认识,并结合核电建设的工程实践经验以及弯曲试验的原理和目标,对统一相关标准要求的可能性进行了探讨。

摘要：反应堆压紧弹簧是堆内构件的重要部件之一,主要作用是在各不同工况下压紧堆内构件,防止因载荷引起的堆内构件轴向位移,其对堆内构件发挥正常功能起着至关重要的作用。文章对压紧弹簧的结构特点、压紧载荷和弹簧刚度等进行了分析,研究了结构、接触摩擦力与接触点间距离等因素对压紧弹簧刚度性能的影响,为压紧弹簧的结构设计提供一定参考建议。

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：介绍了阳江核电厂堆内构件二次支承与仪表套管组件螺栓断裂脱落事故以及由螺栓脱落事故导致的对一回路主设备造成的损伤。从设计、制造、安装和运行等各方面排查、分析螺栓断裂产生的原因。根据原因分析结果,提出相应的改进措施。这些改进措施对于后续M310堆型核电厂以及包括"华龙一号"、EPR以及AP1000为代表的三代核电厂的现场安装和焊接,都具有重要的参考和借鉴意义。