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秦山核电厂反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析

栾兴峰 赵传礼 许锋 陶宏新 张江涛 高轩 陶革

栾兴峰, 赵传礼, 许锋, 陶宏新, 张江涛, 高轩, 陶革. 秦山核电厂反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析[J]. 核动力工程, 2022, 43(S1): 51-54. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0051
引用本文: 栾兴峰, 赵传礼, 许锋, 陶宏新, 张江涛, 高轩, 陶革. 秦山核电厂反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析[J]. 核动力工程, 2022, 43(S1): 51-54. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0051
Luan Xingfeng, Zhao Chuanli, Xu Feng, Tao Hongxin, Zhang Jiangtao, Gao Xuan, Tao Ge. Irradiation Embrittlement Time-limited Aging Analysis of Reactor Pressure Vessel for Qinshan Nuclear Power Plant[J]. Nuclear Power Engineering, 2022, 43(S1): 51-54. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0051
Citation: Luan Xingfeng, Zhao Chuanli, Xu Feng, Tao Hongxin, Zhang Jiangtao, Gao Xuan, Tao Ge. Irradiation Embrittlement Time-limited Aging Analysis of Reactor Pressure Vessel for Qinshan Nuclear Power Plant[J]. Nuclear Power Engineering, 2022, 43(S1): 51-54. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0051

秦山核电厂反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析

doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0051
详细信息
    作者简介:

    栾兴峰(1979—),男,硕士研究生,现主要从事核电厂老化和延寿管理的研究,E-mail: luanxf@cnnp.com.cn

  • 中图分类号: TL48

Irradiation Embrittlement Time-limited Aging Analysis of Reactor Pressure Vessel for Qinshan Nuclear Power Plant

  • 摘要: 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。

     

  • 图  1  辐照前后材料冲击性能变化

    ΔRTNDT—无塑性转变温度的增加值;$ {{\Delta }}{U_{{\text{SE}}}} $—上平台能量的增加值

    Figure  1.  Changes of Impact Properties of Materials Before and after Irradiation

    图  2  RPV TLAA示意图

    PTS—反应堆压力容器承压热冲击;ASME—美国机械工程师协会锅炉与压力容器规范要求;10CFR 50.61—美国联邦法规关于PTS的规范要求;R.G.1.99—反应堆压力容器材料辐照脆化规范要求

    Figure  2.  TLAA Diagram of RPV

    图  3  辐照监督管材料ΔRTNDT变化趋势图

    Figure  3.  ΔRTNDT Change Trend of Irradiation Monitoring Tube Material

    图  4  USE变化图

    Figure  4.  Changes of USE

    图  5  50 a寿期末反应堆冷却剂P-T限制曲线

    Figure  5.  Reactor Coolant P-T Limit Curve at the End of 50 a Service Life

    表  1  堆芯带区材料在50 a寿期末的RTPTS计算结果

    Table  1.   RTPTS Calculation Results of Core Materials at the End of 50 a Service Life

    R.G 1.99CF/℃M /℃ΔRTNDT/℃ART/℃
    内表面1/4壁厚内表面1/4壁厚
    母材推荐17.2226.7124.9223.5431.6330.26
    实验23.8021.1234.4332.5335.5533.65
    焊缝推荐37.7836.4029.6325.4846.0341.88
    实验10.0424.477.876.7712.3411.24
    下载: 导出CSV
  • [1] 高永健,贺寅彪,曹明,等. 反应堆压力容器堆芯支承块及附近下封头应力分析和评定[J]. 核技术,2013, 36(4): 040659.
    [2] U. S. Nuclear Regulatory Commission. 1 CFR Part 54, nuclear energy institute, industry guideline for implementing the requirements, the license renewal rule[S]. Washington DC: Nuclear Regulatory Commission, 2011.
    [3] U. S. Nuclear Regulatory Commission. Regulatory guide, 1.99, revision 2, radiation embrittlement of reactor vessel materials[S]. Washington DC: Nuclear Regulatory Commission, 1988.
    [4] The American Society of Mechanical Engineers. Boiler and pressure vessel code, section III Appendix G[S]. New York: ASME, 1989.
    [5] U. S. Nuclear Regulatory Commission. 10 CFR 50.61, Fracture toughness requirements for protection against pressurized thermal shock events[S]. Washington DC: Nuclear Regulatory Commission, 1984.
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出版历程
  • 收稿日期:  2022-01-18
  • 修回日期:  2022-04-12
  • 刊出日期:  2022-06-15

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