反应堆控制棒落棒时间计算方法分析

分析反应堆控制棒落棒过程的运动方程和计算方法及特点,详述控制棒下落过程中的相互作用力特点,并对落棒时间进行理论计算。计算数据与验证试验数据比较结果表明:试验数据较理论数据略小,因此,理论计算数据偏于保守而合理可信。     

稳压器波动管不同布置方式对热分层现象的影响

通过改变波动管的倾角建立了两种不同布置方式的波动管模型,采用计算流体力学(CFD)分析方法,分别对这两种模型的热分层现象进行数值模拟分析,比较不同流量下两种模型热分层现象的特点,并对两种模型热分层现象差异产生的原因进行分析。结果表明:两种模型热分层现象产生的位置和热分层覆盖范围不同,引起这些差异的原因主要是由于不同模型的波动管内流体流动不同。本研究能为优化波动管布置达到减弱热分层效应提供参考。     

主蒸汽超级管道许可证模拟件制作的基本要求

主蒸汽超级管道是核电厂的重要核级设备,申请此类设备的厂家需完成模拟件的试制工作,但目前在国家核安全局发布的《民用核安全机械设备模拟件制作实施细则》中并没有针对主蒸汽超级管道模拟件的试制提出具体的要求.简要介绍了二代改进型核电厂主蒸汽超级管道的技术要求,并结合许可证的审查实践、对模拟件的型式选择、质量管理要求及在制作过程中工艺控制、检验和试验控制等方面给出了一些基本要求,可为主蒸汽超级管道制造许可证申请者及技术审查人员提供参考.     

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。     

管道及支耳的补强研究

针对石化企业中常用的管道和支耳问题,采用有限元分析方法,对它的应力状态进行数值分析。研究了补强板对管道在应力集中区域应力分布的影响,并指出了补强板的几何尺寸对补强效果的影响。     

重复焊接对304不锈钢热影响区组织与性能的影响

采用自动钨极氩弧焊接（GTAW）工艺设计刚性约束坡口,制备了304不锈钢1次焊接和1~5次试样。采用光学显微镜、X射线衍射（XRD）、扫描电子显微镜（SEM）与电子背散射衍射（EBSD）技术对重复焊接试样的热影响区（HAZ）显微组织进行观察分析,并开展室温拉伸性能测试,研究重复焊接对显微组织与力学性能的影响。结果表明,重复焊接试样的HAZ显微组织主要由奥氏体和条状δ铁素体组成,随着重复焊接次数增加,HAZ奥氏体晶粒尺寸呈长大趋势,δ铁素体含量先减少后增加,组织择优取向由<101>转变为<111>,局域取向差逐渐增大;晶粒尺寸是影响抗拉强度和延伸率变化的主要原因,加工硬化致使试样屈服强度逐渐增加。      

高温热油泵机械密封的热特性数值分析

针对高温热油泵机械密封的失效问题,研究其在不同工况和结构参数下的热特性。通过ANSYS建立由机械密封动环、静环和静环座组成的三维热-结构耦合模型,并使用MATLAB计算端面热流密度插值函数;采用UDF函数对插值函数进行加载,求出每一个单元的热流密度,进而分析高温热油泵机械密封在不同转速、材料和相关结构参数下的传热特性和端面温升。分析结果表明：高温热油泵机械密封运转过程中,接触端面处温度最高;端面热量主要是通过动环传导出去,改变O形圈的支撑位置可以优化端面温升;随着端面宽度的增加及载荷系数的增大,端面温升均增大;机械密封在稳态运转的情况下,端面不会发生相变。     

对新民用核安全设备监管法规实施的探讨

本文探讨了新的民用核安全设备监管法规产生的背景,比较了新老民用核安全设备监管法规的不同点,并对更好地实施新法规提出了一些建议。     

误用四氯乙烯清洗剂对手动阀和密封组件应力腐蚀风险分析

某核电机组堆芯测量系统(RIC)手动阀和密封组件被误用四氯乙烯进行清洗。而该部件为奥氏体不锈钢,由于四氯乙烯热解过程中会导致氯离子Clˉ的产生,存在Clˉ致应力腐蚀风险。通过分析手动阀和密封组件的残留Clˉ含量、运行温度以及冷却剂中的氧含量,认为残留的Clˉ含量不会导致手动阀和密封组件在服役过程中发生应力腐蚀。     

核动力厂物项安全分级与设计扩展工况物项质量要求

为核动力厂物项进行恰当的分级是保证核动力厂具有良好安全性能和经济性能的重要手段。随着安全要求的不断提高以及设计理念的不断发展,物项分级的理论和方法也得到了进一步的发展。核动力厂应针对某些极不可能发生的严重事故进行设计已逐步成为共识,对"超设计基准"事故工况下需要保持安全功能的设备的质量要求随之成为焦点探讨问题。根据国内外相关实践和我国对新建核动力厂提出的更高安全目标以及国际上相关进展,建议对我国相关法规标准进行相应修改,并提出了相关物项质量要求的建议。