用于压力容器评定的等K及等δ换算方法

在压力容器缺陷评定标准中对埋藏和表面三维裂纹问题的处理,通常采用半经验的等应力强度因子(K)换算方法.本文提出采用能够反映弹塑性断裂实际特性的参数裂纹张开位移(δ)代替应力强度因子(K),并以圆盘裂纹为例,对等K及等δ换算进行了论证.结果表明:弹塑性状态下等K换算偏于保守,等δ换算比等K换算更加合理适用.     

失效评定图（FAD）技术在核管道缺陷评定规程编制中的应用

本文介绍了失效评定图（ＦＡＤ）技术的概念，用ＦＡＤ进行管道失效模式的判别，以及裂纹稳态撕裂扩展分析，进而预测承载能力的方法。对ＡＳＭＥ锅炉压力容器规范Ⅺ卷中核管道缺陷评定规程的技术难点以及在使用ＦＡＤ时所做的特殊处理及其背景作了分析和探讨。     

核电厂围板螺栓超声检测技术研究

围板螺栓是核电厂堆内构件的关键连接部件，长期服役下可能产生辐照应力腐蚀裂纹（IASCC）等缺陷，有必要对其结构完整性进行无损检测。分析围板螺栓的结构特点和在役检查工况，开发针对外六角头结构螺栓的组合晶片超声检测方案，介绍探头设计选型原则和缺陷评定技术，确保良好的声场有效覆盖以及检测出螺栓不同部位的裂纹缺陷。通过对含缺陷试块的试验验证了超声检查工艺的可行性，结果表明该技术能够有效检测30%螺杆横截面当量的裂纹缺陷，信噪比可达12 dB以上，满足在役检查要求。      

参考中子福射注量—周围剂量当量换算系数的计算

基于ＩＣＲＰ第６０号出版物推荐的中子Ｑ值的拟合函数和Ｗａｇｎｅｒ等人提出的统一的剂量换算函数，对ＩＳＯ推荐的参考中子辐射计算了 －周围剂量当量换算系工就有关问题进行了讨论。     

反应堆压力容器出口接管力学分析

在核电站的运行过程中,反应堆压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷.作为保证反应堆安全正常运行的重要部件,必须确保反应堆压力容器出口接管的完整性.本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应力强度和疲劳分析,得到出口接管的应力分布状况、最大应力及疲劳使用系数,并按照相关规范的应力限值对出口接管的计算结果进行评定.评定结果表明,出口接管满足规范的要求.     

西欧核监管者协会建议检查所有核电机组压力容器

西欧核监管者协会（WENRA）近日向其所有成员国提出一项建议,即对欧盟每一台核电机组的压力容器进行标准评审,以确认压力容器上是否存在制造缺陷（即锻造氢致裂纹）。该协会的这项建议主要是因为一台比利时核电机组的压力容器在2012年的安全检查中被发现存在裂纹。     

反应堆压力容器出口接管管嘴缺陷断裂力学分析

采用断裂力学分析方法,对大亚湾核电站反应堆压力容器出口接管管嘴上的一些缺陷进行了疲劳裂纹扩展分析和快速断裂力学分析,且依据规范对计算结果进行了评定,结果表明:此缺陷不会影响安全.     

含周向缺陷管道塑性失稳失效时的许可缺陷尺寸表

验算和评价了ＡＳＭＥ锅炉压力容器规范ＸＩ卷中核管道缺陷评定许可缺陷尺寸表，指出该规范所给表格的不足，并给出修正的许可缺陷尺寸表。     

国际革新与安全反应堆的蒸汽发生器

IRIS(国际革新与安全反应堆）是一种轻水冷却、335MWe动力堆，一个国际联盟正进行设计，它是美国能源部（DOE）NERI项目的一部分。IRIS的特点是具有一体化的压力容器，它容纳了反应堆的所有主要冷却剂系统部件，包括堆芯、冷却剂源、蒸汽发生器和稳压器。这种一体化设计取消了大的冷却剂管路系统，因而消除了大破口失水事故（LOCAs），并去掉了一些独立部件的承压壳及其支撑。另外，IRIS被设计成长寿命堆芯并增强了安全性，以达到美国DOE对第四代反应堆定义的要求。反应堆压力容器内置蒸汽发生器的设计，是一体化IRIS概念开发的一项主要设计尝试。本文的主题是正在进行的蒸汽发生器的有关设计活动。     

参考中子辐射注量－周围剂量当量换算系数的计算

基于ＩＣＲＰ第６０号出版物推荐的中子Ｑ值的拟合函数和Ｗａｇｎｅｒ等人提出的统一的剂量换算函数，对ＩＳＯ推荐的参考中子辐射计算了注量－周围剂量当换算系数，并就有关问题进行了讨论。     

多能窗方法在天然放射性测量中的应用探讨

建立了使用标准模型法对伽玛能谱仪进行标定时求解换算系数的一般方程组,对换算系数的求解方法进行了推导,比较了选择不同能量窗时测量结果的误差,为多道伽玛能谱仪的校准方法的探索提供了一个思路.     

通道缺陷模式下的松动部件撞击试验研究

利用在役核电站停堆检修的窗口，对核电站蒸汽发生器进行模拟松动部件撞击的试验，给出了松动部件监测系统（LPMS）在经过长期运行后的主要缺陷模式及处理方法。在指出LPMS故障自检功能中存在的盲区的基础上，分析了存在缺陷的通道对松动部件冲击信号的响应特征。研究表明，通道接触不良、电荷累积和多通道间信号干扰是造成通道信号失真的主要因素；电荷累积会对信号通道造成静电阻塞；多通道间的信号干扰是产生误报警、通道过载断路等现象的重要原因之一。      

一种实用的交流电压测量时的波形换算方法

介绍了一种实用的交流电压测量时波形换算方法,该方法避免了通常在进行波形换算时由于直接引入定度系数而产生的定度系数与波形、波峰系数相混淆的问题,使波形换算变得简单、易于理解,同时也为判断交流电压表的检波方式提供了一种很好的方法。     

核电厂松脱部件报警案例分析

针对某核电机组在大修热试阶段多次出现松脱部件报警的现象，在关键位置临时安装探头实施了现场试验，通过分析撞击信号阵发波到达传感器的时差对采集试验数据进行定位分析。结果表明，松脱部件报警事件的起源与核电机组热试相关状态改变有关；报警触发源位于主管道冷段上（距离压力容器入口1 m处），事件是由于该位置的甩击限制器自发或间接将信号传导至主管道所导致的。此报警事件的成功诊断，不仅解决了工程实际问题，而且对现有松脱部件监测系统探测区间的完善具有重要意义。      

秦山核电站一期反应堆压力容器第5次监督试验

秦山核电站一期反应堆从1992年1月21日至2007年10月28日，经历了第1循环至第10循环。反应堆运行了4378．7d，3885．8等效满功率天（EFPD），10．64等效满功率年（EFPY），平均热功率为857Mw。依据辐照监督大纲要求，对秦山核电站压力容器辐照监督管进行辐照监督试验，以获取压力容器材料辐照脆化及辐照环境数据，最终修订反应堆冷却剂压力一温度限值曲线，以防止压力容器发生脆断，从而保证反应堆安全运行。     

MeV辐射场中Al2O3的剂量学特性

用EGSnrc/DOSRZnrc程序计算水体模中Al2O3剂量计的吸收剂量和剂量计所在处介质的实际吸收剂量,并计算吸收剂量换算因子。剂量计为φ4mm×1 mm的Al2O3薄片,计算深度0.5～8 cm,入射光子能量1～18MeV,入射电子能量1～25 MeV。结果表明：1）吸收剂量换算因子的大小与入射粒子的能量以及剂量计在体模中的深度有关;2）存在一个吸收剂量换算因子变化不敏感的区域,在此区域内吸收剂量换算因子受剂量计深度变化和入射粒子能量变化的影响都很小,可直接用平均值来表示区域内的吸收剂量换算因子。     

Υ测井中几个问题的探讨

针对我国铀矿γ测井实际情况，指出FD-3019γ，测井仪与数字测井系统连接时，应考虑电缆匹配和死时间修正问题。对改装后的γ测井仪的校准，应按照测井时使用的系统配置进行。提出了将计数电路和数据传输电路加装到FD-3019γ探管中的连接方案，并探讨了γ测井仪换算系数的含义、影响因素及其在γ测井中的作用。     

反应堆内熔融物冷却的三维数值模拟研究

目前国际上普遍采用堆芯熔融物压力容器内滞留（IVR）策略来缓解严重事故后果。本文基于日本应用能源研究所开发的核电厂事故分析程序SAMPSON，对其压力容器内熔融物冷却分析（DCA）模块进行改进，增加了熔池内金属和氧化物分层模型，开发了熔融物三维直角坐标网格与压力容器三维曲面坐标的交界面几何参数前处理程序，改进了压力容器外冷却的传热关系式。通过AP1000核电机组严重事故下的IVR对改进后的程序进行分析验证，并与实验结果进行对比。结果表明，改进后的SAMPSON程序可对核电厂严重事故下下封头内的熔融物冷却滞留开展有效的模拟分析。     

γ测井中几个问题的探讨

针对我国铀矿γ测井实际情况，指出FD-3019γ测井仪与数字测井系统连接时，应考虑电缆匹配和死时间修正问题。对改装后的γ测井仪的校准，应按照测井时使用的系统配置进行。提出了将计数电路和数据传输电路加装到FD-3019γ探管中的连接方案，并探讨了γ测井仪换算系数的含义、影响因素及其在γ测井中的作用。     

用小尺寸R－CT试样研究核压力容器钢断裂韧性及与Charpy试样的比较

提出了一种用双边带深侧槽的小尺寸圆形紧凑拉伸试样评定核压力容器（ＲＰＶ）钢断裂韧性的单试作试验方法，给出了用该方法测定的两个厂家生产的核压力容器用Ａ５０８ＣＬ３钢的断裂韧性参数，还与Ｃｈａｒｐｙ试样的试验结果及大尺寸标准试样的试验结果进行了比较。研究结果表明：用双边带深侧槽的小尺寸Ｒ－ＣＴ试样测得的断裂韧性值比相同恻槽深度预制疲劳裂纹Ｃｈａｒｐｙ试样的测试值更接近有效断裂韧性值，所以，用于核压力容器断裂韧性的监测是可行的。