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中子注量率对低铜RPV钢辐照脆化效应的影响
1
作者 吴亚贞 李国云 +5 位作者 王海东 黄娟 张海生 孙凯 雷阳 朱俐霓 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第5期1114-1119,共6页
针对低铜(Cu≤0.08wt%)反应堆压力容器(RPV)钢的辐照脆化效应,分析了国内压水堆核电站49根辐照监督管以及高通量工程试验堆(HFETR)和岷江试验堆(MJTR)的18次辐照试验结果,研究了不同中子注量率对低铜RPV钢辐照脆化效应的影响。结果表明... 针对低铜(Cu≤0.08wt%)反应堆压力容器(RPV)钢的辐照脆化效应,分析了国内压水堆核电站49根辐照监督管以及高通量工程试验堆(HFETR)和岷江试验堆(MJTR)的18次辐照试验结果,研究了不同中子注量率对低铜RPV钢辐照脆化效应的影响。结果表明,研究试验堆高中子注量率(>1×10^(12) cm^(−2)·s^(−1)(E>1 MeV,下同))比压水堆核电站辐照监督管低中子注量率(≤1×10^(12) cm^(−2)·s^(−1))引起的低铜RPV钢韧脆转变温度变化更显著,并对不同中子注量和不同中子注量率的结果进行归一化处理,关联了研究试验堆加速辐照与压水堆辐照监督试验结果,这对通过研究试验堆加速辐照评估新型国产RPV的使用寿命有重要意义。 展开更多
关键词 低铜rpv钢 辐照脆化 中子注量率
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美国压水堆RPV延寿分析研究及中国RPV延寿之关键问题 被引量：10
2
作者 万强茂 王荣山 +1 位作者 束国刚 丁辉 《压力容器》 北大核心 2010年第6期46-51,64,共7页
以美国Point Beach-2 60年延寿执照更新为例,论述基于中子辐照脆化机理的时限老化分析——承压热冲击分析、上平台能量分析和压力-温度限值曲线计算分析;在介绍美国RPV延寿期内辐照监督要求和新技术开发应用的基础上,参照法国核电法规要... 以美国Point Beach-2 60年延寿执照更新为例,论述基于中子辐照脆化机理的时限老化分析——承压热冲击分析、上平台能量分析和压力-温度限值曲线计算分析;在介绍美国RPV延寿期内辐照监督要求和新技术开发应用的基础上,参照法国核电法规要求,重点分析了中国在RPV中子辐照脆化评估中的几个关键问题。 展开更多
关键词 反应堆压力容器(rpv) 延寿60年 中子辐照脆化 时限老化分析
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法国900MWe压水堆RPV中子辐照脆化寿命管理策略研究 被引量：3
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作者 万强茂 束国刚 +5 位作者 王荣山 丁辉 任爱 彭啸 张琪 雷静 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2011年第4期372-384,共13页
针对法国压水堆(PWR)核电站,介绍其长寿命运行计划情况,分析反应堆压力容器(RPV)辐照监督大纲和评价方法,总结已有辐照监督数据,重点论述法国实施的RPV中子辐照脆化寿命评价技术和管理策略、研发活动等,以期对我国开展RPV中子辐照脆化... 针对法国压水堆(PWR)核电站,介绍其长寿命运行计划情况,分析反应堆压力容器(RPV)辐照监督大纲和评价方法,总结已有辐照监督数据,重点论述法国实施的RPV中子辐照脆化寿命评价技术和管理策略、研发活动等,以期对我国开展RPV中子辐照脆化寿命管理提供有益的借鉴作用。 展开更多
关键词 反应堆压力容器(rpv) 中子辐照脆化 寿命管理
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RPVPTS分析中二次应力塑性修正因子ρ的精确值 被引量：4
4
作者 陈明亚 吕峰 +2 位作者 王荣山 黄平 刘向兵 《压力容器》 2014年第8期34-41,共8页
根据R6规范第四版Ⅲ.3.3.1节内容,推导出一种二次应力塑性修正因子ρ的精确计算方法。有限元计算出了某反应堆压力容器(RPV)在承压热冲击(PTS)瞬态时的ρ精确值,并用以分析了R6规范第Ⅰ章基本方法中ρ因子的保守性程度,讨论了ρ因子保... 根据R6规范第四版Ⅲ.3.3.1节内容,推导出一种二次应力塑性修正因子ρ的精确计算方法。有限元计算出了某反应堆压力容器(RPV)在承压热冲击(PTS)瞬态时的ρ精确值,并用以分析了R6规范第Ⅰ章基本方法中ρ因子的保守性程度,讨论了ρ因子保守性对结构安全裕量(SM)的影响。研究结果表明,本文的分析案例中,R6规范第Ⅰ章基本方法中ρ因子的保守程度均在20%以上,由此引起断裂韧性SM的保守性也均在4%以上,并且断裂韧性SM的保守性随裂纹前沿温度的增加而增大。因此,当希望利用失效评定图(FAD)获得结构SM的精确评定时,有必要有更精确的ρ因子解。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 失效评定图 承压热冲击 塑性修正因子ρ R6规范
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基于Ansys软件参数化专用模块的RPV 辐照脆化断裂评估 被引量：5
5
作者 陈明亚 耿昌金 +3 位作者 王威强 高红波 彭群家 师金华 《压力容器》 北大核心 2022年第5期53-59,共7页
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... 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。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 Ansys 辐照脆化 矩阵运算
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Ni对RPV模拟钢中富Cu原子团簇析出的影响 被引量：8
6
作者 周邦新 王均安 +5 位作者 刘庆东 刘文庆 王伟 林民东 徐刚 楚大锋 《中国材料进展》 CAS CSCD 2011年第5期1-6,33,共7页
用原子探针层析技术和时效模拟方法,研究了不同N i含量并且提高了Cu含量的反应堆压力容器(RPV)用模拟钢中富Cu、富N i和富Mn原子团簇的形成。结果表明,提高钢中的N i含量会促使富Cu原子团簇的析出,富Cu原子团簇中含有N i和Mn。实验检测... 用原子探针层析技术和时效模拟方法,研究了不同N i含量并且提高了Cu含量的反应堆压力容器(RPV)用模拟钢中富Cu、富N i和富Mn原子团簇的形成。结果表明,提高钢中的N i含量会促使富Cu原子团簇的析出,富Cu原子团簇中含有N i和Mn。实验检测到富N i的原子团簇,团簇中含有Cu和Mn,富N i原子团簇可以作为富Cu原子团簇析出时的形核区。实验还检测到富Mn原子团簇,当Mn原子团簇中含有较高的N i时,它也可以成为富Cu原子团簇析出时成核的地方。由于钢中的合金元素N i在形成富N i原子团簇后会成为富Cu原子团簇析出时成核区,因而提高N i的含量将促进富Cu原子团簇的析出,这是合金元素N i会增加压力容器钢中子辐照脆化敏感性的本质原因。 展开更多
关键词 压力容器钢 原子探针层析技术 富Cu原子团簇 富Ni原子团簇 富Mn原子团簇
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RPV模拟钢中纳米富Cu析出相的复杂晶体结构表征 被引量：6
7
作者 冯柳 周邦新 +1 位作者 彭剑超 王均安 《材料工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第7期80-86,共7页
RPV模拟钢样品经过890℃水淬,660℃调质处理,然后在400℃时效13000h后,用高分辨透射电镜和能谱仪相结合的方法研究了RPV模拟钢中纳米富Cu析出相中的复杂晶体结构。纳米富Cu析出相的平均尺寸约为20nm,除了观察到常见的亚稳态9R结构、3R... RPV模拟钢样品经过890℃水淬,660℃调质处理,然后在400℃时效13000h后,用高分辨透射电镜和能谱仪相结合的方法研究了RPV模拟钢中纳米富Cu析出相中的复杂晶体结构。纳米富Cu析出相的平均尺寸约为20nm,除了观察到常见的亚稳态9R结构、3R结构和稳态fcc结构外,还观察到同一富Cu析出相由3种不同的晶体结构组成,并分别分布在5个不同的区域中,包括1处9R、2处fcc和2处3R结构。9R结构与相邻的2个fcc结构形成的界面都具有特定的晶体取向,呈半共格关系,是由非孪晶9R结构演化而来。2处3R结构互为孪晶关系,是由孪晶9R结构演化而来。这种状态反映了纳米富Cu析出相从亚稳态演化到稳态结构的复杂过程。 展开更多
关键词 rpv模拟钢 热时效 纳米富Cu析出相 9R晶体结构
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长寿期运行RPV辐照脆化后结构完整性评定关键技术探讨 被引量：6
8
作者 陈明亚 曹昱澎 +5 位作者 贺寅彪 孙欣 高红波 林磊 彭群家 陈志林 《压力容器》 北大核心 2023年第2期71-79,86,共10页
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... 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。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 辐照脆化 断裂评定 长寿期运行
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国内压水堆核电厂反应堆压力容器的概率断裂分析与讨论
9
作者 曾鑫 谈建平 +4 位作者 任千一 刘长军 冯楚然 邓伟 马超 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第6期1343-1351,共9页
反应堆压力容器(RPV)长期运行受辐照及环境影响而持续老化,脆性断裂风险增加,考虑到材料性能、裂纹尺寸等关键因素具有随机性,传统的基于确定论的评定方法无法反映含缺陷RPV的可靠性,因此评估RPV在各类瞬态工况下的结构完整性和可靠度... 反应堆压力容器(RPV)长期运行受辐照及环境影响而持续老化,脆性断裂风险增加,考虑到材料性能、裂纹尺寸等关键因素具有随机性,传统的基于确定论的评定方法无法反映含缺陷RPV的可靠性,因此评估RPV在各类瞬态工况下的结构完整性和可靠度是核电厂运行及延寿时需重点关注的问题。以国内某压水堆核电厂RPV堆芯带区为研究对象,采用概率分析软件FAVOR,进行了RPV在承压热冲击工况和低温超压工况下的概率断裂评价及参数敏感性分析,对比了美国老电厂RPV和国内新电厂RPV在同一低温超压工况下可靠度的差异。结果表明:国内新电厂RPV在选定的典型瞬态工况下的失效频率(TWCF)均值满足<1×10^(-6)/(堆·年)的准则要求;材料Cu含量和缺陷尺寸对TWCF有显著影响;热预应力带来的增韧效应以及较低的初始参考无延性转变温度能有效降低RPV的失效风险;新电厂RPV材料Cu含量较少、堆焊层厚度较厚、无轴向焊缝结构,这些因素是导致新电厂RPV在低温超压工况下的TWCF远低于老电厂RPV的主要原因。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 概率断裂力学 FAVOR程序 承压热冲击 低温超压
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标准化残差法在判别RPV冲击转变曲线异常点中的应用 被引量：2
10
作者 王荣山 彭啸 +1 位作者 黄平 李建勇 《压力容器》 2012年第2期56-60,共5页
核电站采用辐照监督管内夏比试样的冲击韧性来评估RPV的断裂韧性值,但由于冲击试验是在动态加载条件下进行测试,结果往往有较大的分散性,依据冲击韧性拟合的韧脆转变曲线的精度会受到限制。采用标准化残差法对国产RPV冲击功的回归韧脆... 核电站采用辐照监督管内夏比试样的冲击韧性来评估RPV的断裂韧性值,但由于冲击试验是在动态加载条件下进行测试,结果往往有较大的分散性,依据冲击韧性拟合的韧脆转变曲线的精度会受到限制。采用标准化残差法对国产RPV冲击功的回归韧脆转变曲线上的异常值进行剔除后发现,拟合精度提高,不确定度相应降低。在实际应用中,如出现异常点,可考虑进行补充试验。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 韧脆转变曲线 标准化残差法 异常点
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新一代核压力容器候选材料SA508Gr.4N钢的研究进展 被引量：2
11
作者 李林泽 谢常胜 +2 位作者 代鑫 田亚强 陈连生 《热加工工艺》 北大核心 2025年第4期1-10,15,共11页
从SA508Gr.4N钢的工艺流程出发,对锻造工艺进行了总结,以便得到均匀细小的显微组织。阐述了合金元素、冷却速率及热处理参数等因素对SA508Gr.4N钢的力学性能的影响机理。结合核压力容器的服役环境,对SA508Gr.4N钢的疲劳性能进行了总结... 从SA508Gr.4N钢的工艺流程出发,对锻造工艺进行了总结,以便得到均匀细小的显微组织。阐述了合金元素、冷却速率及热处理参数等因素对SA508Gr.4N钢的力学性能的影响机理。结合核压力容器的服役环境,对SA508Gr.4N钢的疲劳性能进行了总结。详细分析了显微组织演化、M/A岛和碳化物等对SA508Gr.4N钢疲劳性能、疲劳裂纹萌生及疲劳裂纹扩展的影响机理。总结了SA508Gr.4N钢抗辐照硬化和脆化的影响机理,以及耐腐蚀性能。展望了核压力容器材料的发展方向和要进一步研究的内容,以期提高核压力容器服役寿命,确保在恶劣环境下安全运行。 展开更多
关键词 核压力容器 SA508Gr.4N钢 力学性能 疲劳性能 辐照性能
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基于隐式核热耦合和三维压力容器的压水堆典型事故分析
12
作者 杨博文 单建强 葛莉 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第8期1682-1692,共11页
传统的基于系统分析程序的压水堆事故分析往往采用点堆模型和一维热工水力模型对堆芯和压力容器(RPV)进行建模。点堆模型忽略了堆芯功率的空间变化,无法对瞬态期间堆芯内的局部功率畸变进行描述。而冷却剂在RPV的一维简化建模则无法对... 传统的基于系统分析程序的压水堆事故分析往往采用点堆模型和一维热工水力模型对堆芯和压力容器(RPV)进行建模。点堆模型忽略了堆芯功率的空间变化,无法对瞬态期间堆芯内的局部功率畸变进行描述。而冷却剂在RPV的一维简化建模则无法对事故期间来自不同环路的冷却剂在下降段和下腔室内的扩散和混合进行较为精确的模拟。本文以系统分析程序NUSOL-SYS为基础,采用Picard迭代将该程序与三维中子动力学程序进行隐式耦合,并通过NEACRP基准题进行验证。通过两个单组件瞬态工况将Picard迭代与常用的算子分离法进行了对比计算,结果表明Picard迭代相较于传统的算子分离法具有更高的精度,在相同精度下能够使用较大的时间步长。最后以CPR1000型核电站为参考电站,对其RPV进行全三维的精细化建模,并将其用于压水堆典型的主蒸汽管道破裂事故瞬态分析。计算结果表明,相较于一维RPV,基于三维RPV模型计算出的功率再次升高时的全局和局部功率峰值都更大。敏感性分析结果表明,对于事故期间冷却剂失流的工况,堆芯横流对局部功率的影响更加明显,横流的存在使堆芯内的功率峰值降低17.49%。 展开更多
关键词 压水堆 核热耦合 Picard迭代 压力容器三维建模 主蒸汽管道破裂事故
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基于试样重组技术的RPV钢断裂性能研究 被引量：1
13
作者 黄平 祁爽 +6 位作者 吕云鹤 范敏郁 贾文清 钱王洁 蔡可信 张晏玮 彭群家 《中国测试》 CAS 北大核心 2022年第9期158-163,共6页
反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)的辐照脆化程度主要通过定期取出的辐照监督试样的试验结果进行评价,由于受辐照监督管空间的限制,监督样品的尺寸和数量非常有限,试样重组技术可高效率利用有限的辐照监督材料获取可靠的材... 反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)的辐照脆化程度主要通过定期取出的辐照监督试样的试验结果进行评价,由于受辐照监督管空间的限制,监督样品的尺寸和数量非常有限,试样重组技术可高效率利用有限的辐照监督材料获取可靠的材料断裂韧性数据。该文针对反应堆压力容器原始态材料16MND5,开展基础力学性能测试,包含拉伸、冲击及断裂韧性,确定材料基本力学性能。在开展RPV材料断裂韧性试验时利用数字图像相关(digital image correlation,DIC)技术获取试验过程中试样表面应变演化规律和塑性区范围,基于ANASYS有限元分析软件计算加载过程中最大塑性区范围,有限元分析结果与试验结果较为吻合,为后续试样重组确定其可再次利用的材料范围。 展开更多
关键词 辐照监督试样 反应堆压力容器 试样重组技术 断裂韧性 数字图像相关技术 塑性区
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基于弹塑性本构的RPV顶盖贯穿件焊缝安定性分析
14
作者 高永建 贺寅彪 曹明 《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2016年第1期79-83,共5页
对CRDM贯穿件建立带J形焊缝的有限元分析模型,选取基于应力应变曲线的非线性随动强化Chaboche模型,依据ASME B&PVC-III-1-NB-3228.4的规定进行材料塑性条件下的安定性分析.结果表明:塑性安定性分析方法可以有效降低分析的保守性,材... 对CRDM贯穿件建立带J形焊缝的有限元分析模型,选取基于应力应变曲线的非线性随动强化Chaboche模型,依据ASME B&PVC-III-1-NB-3228.4的规定进行材料塑性条件下的安定性分析.结果表明:塑性安定性分析方法可以有效降低分析的保守性,材料弹性假定下安定性无法保证的区域可以通过塑性安定性分析得以保证. 展开更多
关键词 反应堆压力容器 CRDM贯穿件 J形焊缝 安定性分析
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利用APT研究RPV模拟钢中相界面原子偏聚特征 被引量：1
15
作者 张植权 周邦新 +2 位作者 蔡琳玲 王均安 刘文庆 《材料工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第9期89-93,共5页
提高了Cu含量的核反应堆压力容器(RPV)模拟钢经调质处理(880℃保温0.5h,水淬;660℃保温10h)以及400℃时效1000h后,采用原子探针层析技术(APT)研究了碳化物/α-Fe基体,富Cu相/α-Fe基体以及富Cu相/碳化物界面处溶质或杂质原子的偏聚特征... 提高了Cu含量的核反应堆压力容器(RPV)模拟钢经调质处理(880℃保温0.5h,水淬;660℃保温10h)以及400℃时效1000h后,采用原子探针层析技术(APT)研究了碳化物/α-Fe基体,富Cu相/α-Fe基体以及富Cu相/碳化物界面处溶质或杂质原子的偏聚特征。结果表明:在碳化物/α-Fe基体界面处P原子偏聚最明显;在富Cu相/α-Fe基体界面处Ni原子偏聚最明显,Mn原子也有微弱的偏聚;在富Cu相/碳化物界面处未发现溶质或杂质原子的偏聚现象。不同相界处原子偏聚不仅与界面本身微观结构有关,也与相界附近化学特性有关。 展开更多
关键词 核反应堆压力容器 模拟钢 原子偏聚 原子探针层析技术 相界面
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RPV模拟钢热时效过程中碳化物与基体界面元素的偏聚
16
作者 贾向南 王均安 +4 位作者 蔡琳玲 徐刚 王晓娇 刘文庆 周邦新 《上海大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 北大核心 2013年第1期54-60,共7页
研究不同磷含量的反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)模拟钢在880℃固溶,400℃不同时间时效后碳化物周围元素的偏聚.结果表明,低磷和高磷模拟钢在时效过程中均发现板条内碳化物与基体界面处存在磷偏聚,偏聚程度与晶界一致.高... 研究不同磷含量的反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)模拟钢在880℃固溶,400℃不同时间时效后碳化物周围元素的偏聚.结果表明,低磷和高磷模拟钢在时效过程中均发现板条内碳化物与基体界面处存在磷偏聚,偏聚程度与晶界一致.高磷样品时效150 h,P,Si和C同时在厚度约为20 nm的范围内富集,其浓度为基体的2倍;高磷样品时效500 h,在Fe_3C与基体的界面处分别存在厚度为7 nm的P和Si偏聚层,其中P偏聚在近Fe_3C一侧,Si偏聚在近基体一侧,Si的偏聚阻碍了碳化物的长大. 展开更多
关键词 反应堆压力容器模拟钢 热时效 原子探针层析 元素偏聚
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冷却剂环境下应变速率对国产RPV低合金钢疲劳寿命影响的试验研究 被引量：1
17
作者 孙海涛 凌礼恭 +3 位作者 方可伟 高晨 吕云鹤 孙造占 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第3期625-630,共6页
为研究分析压水堆核电站冷却剂环境下国产反应堆压力容器低合金钢材料的服役疲劳寿命,在实际反应堆压力容器产品锻件上取样并加工成测试试样,采用高温高压循环水试验回路开展模拟反应堆一回路冷却剂环境的材料疲劳试验,获得了疲劳试验... 为研究分析压水堆核电站冷却剂环境下国产反应堆压力容器低合金钢材料的服役疲劳寿命,在实际反应堆压力容器产品锻件上取样并加工成测试试样,采用高温高压循环水试验回路开展模拟反应堆一回路冷却剂环境的材料疲劳试验,获得了疲劳试验数据和应变速率对低合金钢环境疲劳寿命的影响规律,分析了试验数据与ASME规范平均/设计疲劳曲线的关系,评价了ASME规范设计疲劳曲线和环境疲劳修正系数的适用性。 展开更多
关键词 环境影响疲劳问题 应变速率 反应堆压力容器 低合金钢 设计疲劳曲线
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RPV用钢美国常用断裂韧性K_(ⅠC)表达式的对比分析 被引量：9
18
作者 张亚平 王东辉 钟志民 《压力容器》 北大核心 2011年第3期16-21,共6页
为了有效评价经辐照后的反应堆压力容器的结构完整性,人们提出了多种表征反应堆压力容器用钢断裂韧性与温度之间的经验表达式。基于美国橡树岭国家实验室的断裂韧性测试数据,对目前常用的经验关系式进行了对比研究。结果表明,经修正后的... 为了有效评价经辐照后的反应堆压力容器的结构完整性,人们提出了多种表征反应堆压力容器用钢断裂韧性与温度之间的经验表达式。基于美国橡树岭国家实验室的断裂韧性测试数据,对目前常用的经验关系式进行了对比研究。结果表明,经修正后的ASME KⅠC曲线有最高保守性,未经修正的ASME KⅠC曲线在T-Tref低于-60℃时不够保守,主曲线5%下限具有足够的保守性,ASME Code Case N631提供的方法具有与ASME KⅠC曲线相似的保守性。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 断裂韧性 经验关系 温度
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熔融物堆内滞留条件下RPV长期结构完整性分析 被引量：2
19
作者 高永建 贺寅彪 曹明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第2期252-257,共6页
熔融物反应堆压力容器(RPV)内滞留(IVR)是三代核电厂重要的严重事故缓解措施,而防止RPV的热工失效和结构失效是实现IVR的前提。本文建立考虑内壁面熔蚀的RPV有限元模型,在温度场分析的基础上,开展蠕变计算,得到不同时刻下的应力应变响应... 熔融物反应堆压力容器(RPV)内滞留(IVR)是三代核电厂重要的严重事故缓解措施,而防止RPV的热工失效和结构失效是实现IVR的前提。本文建立考虑内壁面熔蚀的RPV有限元模型,在温度场分析的基础上,开展蠕变计算,得到不同时刻下的应力应变响应,通过选取典型评定路径并利用基于Larson-Miller参数的累积损伤理论进行蠕变损伤计算及评价。分析结果表明:在考虑一定内压的IVR条件下,RPV不会发生蠕变断裂,长期结构完整性可保证。本文的研究方法可为后续核电厂RPV在IVR条件下的结构完整性分析提供参考。 展开更多
关键词 熔融物堆内滞留 反应堆压力容器 长期结构完整性 蠕变损伤
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基于耦合CFD-FEM方法的严重事故下RPV蠕变失效风险评估
20
作者 张越 贠相羽 +3 位作者 陆雨洲 张会勇 单建强 孙吉良 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第12期2431-2438,共8页
核电站严重事故发生后,反应堆压力容器(RPV)的剩余固壁在高温差、内压、熔池重量等的作用下可能发生蠕变失效。本文以CPR1000 RPV为研究对象,基于FLUENT软件二次开发求解反应堆压力容器下封头烧蚀温度场,然后基于ANSYS Workbench开展耦... 核电站严重事故发生后,反应堆压力容器(RPV)的剩余固壁在高温差、内压、熔池重量等的作用下可能发生蠕变失效。本文以CPR1000 RPV为研究对象,基于FLUENT软件二次开发求解反应堆压力容器下封头烧蚀温度场,然后基于ANSYS Workbench开展耦合CFD-FEM力学分析,求解严重事故下RPV烧蚀温度场稳定后72 h内的等效应力、等效塑性应变和等效蠕变应变,并评估了RPV的蠕变失效风险。结果表明:当堆坑注水等措施投运后,RPV剩余固壁在72 h内不会发生蠕变失效和塑性变形失效,有效卸压可明显提升RPV结构完整性的安全裕度。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 严重事故 耦合CFD-FEM 蠕变失效 塑性变形失效
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