摘要：研究了基于运行参数在线监测的主管道断裂评定方法,建立了由热电势测试材料冲击功、裂纹撕裂断裂韧度预测和在线含缺陷管道断裂评定的成套技术方案,开发了专用的主管道断裂评定软件,并验证了某工况下使用该软件的计算结果与原设计要求偏差小于3%。

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：针对压水堆核主泵及其2种不同的主管道冷段管径配置方案,将核主泵与主管道组合建立三维模型,采用六面体结构化网格划分并进行了整个流动区域的非定常流动特性数值计算,得出了不同的主管道冷段配置方案下泵内及管道内的非定常压力脉动特性。分析结果表明:增加冷段管径使主泵本身效率降低,但由于相接的冷段管径增大使水力损失降低,整个系统效率提高了1.3%;配置较大管径冷段可以明显降低过渡段的压力脉动幅值;2种冷段管径方案的泵内导叶入口位置和压水室内的压力脉动幅值差别较小,冷段内压力脉动幅值也较小,且均呈现出无周期和无规律特性;配置较大管径冷段会使轴向力脉动幅值略有降低。

摘要：核电厂主管道在长期服役下,母材及焊接处可能出现裂纹,需要对主管道材料及焊接材料在中低加载速率下的断裂性能进行研究,避免主管道在强地震冲击下可能出现的双端剪切断裂。基于Instron VHS高速材料试验机,开发了一套材料在中低加载速率下的断裂性能测试方法,测量了核电厂主管道材料控氮00Cr17Ni12Mo2及焊接材料OK Tigrod 316L在0.5 m/s加载速率以内的常温断裂性能。结果表明,常温下核电厂主管道材料控氮00Cr17Ni12Mo2在0.5 m/s冲击速率以内并不启裂,焊接材料OK Tigrod 316L在0.5 m/s加载速率以内的断裂韧性并未出现明显的规律性变化。

摘要：为证明核电厂主管道事故工况下安全停堆地震(SSE)和冷却剂丧失事故(LOCA)载荷组合的合理性,需论证SSE和LOCA不会同时作用在主管道上。采用概率统计学方法分析得到SSE和LOCA事故为不相关事件时,核电厂主管道同时发生SSE和LOCA的概率低于核电厂设计考虑的概率;采用确定性方法分析得到即使主管道上存在可探测的泄漏裂纹,SSE也不是导致LOCA发生的诱导因素。因此,在主管道设计中假设SSE和LOCA不同时发生是合理的;在主管道应力分析中将SSE和LOCA产生的载荷按照平方和平方根的组合方式进行组合是保守的,能够保护公众的健康和安全。

摘要：研究CPR1000核电厂主管道90°弯头壁厚的分布规律,提出一种优化的90°弯头结构。优化后的弯头结构与原设计结构的主要差异为:原设计弯头在内弯处120°范围内向管道内部凸起局部增厚,120°到中性面为厚度过渡区,外弯180°范围没有增厚;优化后的结构利用内外圆偏心实现弯头外弯处壁厚薄而内弯处壁厚,弯头截面内径为一个完整圆形,整体壁厚均匀变化。分析结果表明,改进后的结构满足规范要求,更有利于加工制造。。

摘要：以某先进压水堆核电厂主管道为例,对核安全一级管道的结构完整性进行分析评价,并对根据规范设计的管道设计裕量进行了分析。管道结构完整性评价内容包括依据规范对管道强度进行评价、采用解析法求解管道温度场进行热棘轮评价、采用简化雨流法对管道进行疲劳寿命评价。计算结果表明,主管道最小壁厚减少至55 mm能够满足标准规范要求,但安全裕度较小,其中主管道支管位置的疲劳和热棘轮评价结果裕量最小。

摘要：根据IAEA和国际上相关文献提出的铸造奥氏体-铁素体不锈钢热老化评价方法和评估流程,以秦山核电厂二期扩建工程为例,对静态铸造奥氏体-铁素体不锈钢主管道90°弯头在长时间热老化后,以及在325℃服役10 a后的冲击韧性和断裂韧性J-R曲线进行评估。评估结果表明:秦山核电厂二期扩建工程主管道静态铸造奥氏体-铁素体不锈钢主管道90°弯头在325℃服役10 a后的冲击韧性和断裂韧性有明显的下降,但冲击韧性仍在安全裕量以内,长时间热老化后的冲击韧性已低于设计要求。

摘要：介绍了核电厂主管道自动焊组对的重要性和存在的组对风险,以主回路焊前组对情形为研究对象,提出尺寸链封闭算法,幵根据工程实际设定了初始值、约束条件和优化目标值,实现了主回路焊接组对情况的预判功能,同时进行了设计验证与工程验证,验证结果与工程实际相符。

摘要：采用钨极氩弧焊和焊条电弧焊工艺,对国内引进俄罗斯某压水堆核电厂复合钢主管道(基体10ГН2МФА合金钢内表面堆焊奥氏体不锈钢覆层04X20H10Г2Б)进行对接试验,并对焊接试样进行无损检测和破坏性检验。结果表明,工艺参数选择合理,使用该焊接工艺可获得满足标准要求的焊缝。现场采用该焊接工艺成功对某核电厂主管道进行了焊接,试验证明主管道焊接工艺参数设置合理可行。