核电站主蒸汽管道防甩装置焊接防止变形和层状撕裂的措施

由于核电站主蒸汽管道防甩装置的钢结构厚度大,坡口焊接时易产生变形,大厚度板焊接时易发生层状撕裂。从防甩装置的焊接过程等方面,重点阐述了防焊接变形和层状撕裂的控制措施,以保证核电站防甩装置的焊接质量。实践表明上述预防措施具有良好的工程实用价值,研究结果为主蒸汽管道防甩装置的焊接提供了参考和依据。     

蒸汽发生器管板孔桥超差情况下的结构安全性分析

蒸汽发生器制造过程中对管板进行深孔钻时，发生管板孔桥超差。管板二次侧的3个管孔C165-R59、C167-R59、C168-R58不能满足设计要求，管板一次侧的这些管孔满足设计要求。针对该不符合项，核审评单位联合蒸汽发生器制造单位和设计单位，从管板的强度、管板孔桥超差不符合项对流致振动的影响、堵管后的传热管应力分析、传热管堵管的压差对孔桥强度的影响、孔桥超差导致的传热管接触磨损等角度进行了结构安全性分析。分析结果表明，目前的堵管方案合理可行，但需加强在役阶段的跟踪检查，以保证修复的可靠性和质量。     

CPR1000核电厂乏燃料水池冷却问题分析

针对改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂在某些工况下可能丧失对乏燃料水池冷却功能的情况,以岭东核电厂为例,分析CPR1000换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)的设计基准、系统功能及缺陷,并结合技术规范的要求,提出PTR的改进措施。分析表明,CPR1000核电厂乏燃料水池冷却问题的原因是PTR设计没有充分考虑冗余性。建议从提高PTR冷却回路换热能力和降低乏燃料水池完全失去冷却风险方面进行改进。     

AP1000锻造主管道接管的焊接及控制

主管道是连接核岛反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵、稳压器和蒸汽发生器的关键设备,被称作核电站的"主动脉",是压水堆核电站核岛主设备之一。介绍了AP1000锻造主管道接管焊接的主要工艺,包括母材、焊材及焊接的实施,并描述了接管焊接的过程控制。     

核级阀门模拟件制作及鉴定要求

核安全级阀门作为核电厂的一类典型重要设备,一直受到国家核安全监管部门的重点关注。申请核安全级阀门民用核安全设备设计/制造许可证的单位,按照相关核安全法规的要求,需要制作对应的模拟件,并须完成全部相应的鉴定试验。但相关规定中对于模拟件的尺寸选择、需要完成的鉴定试验项目没有给出具体的要求。本文结合许可证技术审查的经验反馈,对于申请核安全级阀门设计/制造许可证的申请单位选择模拟件的尺寸参数、准备模拟件制作的前期工作及实施模拟件制作的工艺过程控制等方面提出了一些基本要求,指出鉴定试验过程中可能产生的一些问题,为核安全级阀门民用核安全设备设计/制造许可证的申请提供技术参考。     

“华龙一号”(HPR1000)稳压器排放管力学分析及布置优化研究

针对RCC M规范要求和工程上现有CPR 1000稳压器排放管存在的振动问题,对HPR1000稳压器进行了力学分析,并对其管道布置进行了优化。采用PIPESTRESS软件对HPR1000稳压器排放管进行建模,对管道所受载荷进行分析,并进行了应力评定;根据其管道布置的特点,对其振动特性进行分析。分析结果表明:管道满足RCC M规范要求;确定了稳压器排放管的振动动载荷响应最大的位置;优化并提出了HPR1000稳压器排放管布置改进方案,解决了其振动问题。     

核电厂阻尼器试验台的设计分析

核电厂主设备阻尼器综合试验台架为核电厂蒸汽发生器、稳压器、主泵等主设备阻尼器实施动态和静态试验,文章对核电厂主设备阻尼器综合试验台架整体方案设计及主要系统进行了介绍,对执行元件和控制元件两类关键设备进行了详细的计算分析和选型。     

压水堆单一环路流量超差的故障机理分析

国内三环路压水堆核电机组在功率运行时,曾发生单一环路流量超差事件。通过对故障机理和故障模式的排查分析,结合国内外同类机组的实际案例,认为单一环路流量超差问题是由测量误差相关因素导致的,可通过停堆大修后的试验和测量数据进行故障排查确认。     

高温气冷堆压力容器内壁浅表性缺陷检验规则的探讨

通过分析高温气冷堆反应堆压力容器内壁非开口浅表性缺陷易漏检的原因、对比设计文件及检验和验收标准中的检验规则的不同处,制定防止漏检的措施并进行有效的验证,验证发现核1级厚板超声波检验除标准要求的直射法检验外,需增加斜射法检验才能达到良好的检验效果。