AP1000核电机组反应堆压力容器的安装

阐述了某核电1号机组反应堆压力容器吊装定位、简体翻转和就位调整的过程。通过对吊装高度、重量及风载荷进行计算,分析“开顶法”吊装反应堆压力容器的安全性。介绍了反应堆压力容器就位后方位、水平度、标高的测量与调整方法,以及护板、支撑的安装。对同类核电站的主设备吊装具有一定参考价值。     

AP1000反应堆冷却剂系统主要设备安装技术

从反应堆冷却剂系统的组成和功能出发,分析了其主要设备的安装形式和技术要求。结合非能动先进压水堆反应堆（AP1000）冷却剂系统自身的特点,并在海阳核电站实践的基础上,阐述了反应堆压力容器、反应堆冷却剂主管道、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器、波动管的施工流程,为后续核电站核蒸汽供应系统大型主设备的现场安装提供一定的技术参考。     

AP1000顶盖全范围自动检查装置及检测技术应用

AP1000核电站反应堆压力容器顶盖采用一体化堆顶设计,将堆芯仪表管设置于顶盖上部,取消了压力容器底部贯穿件。基于ASME规范对反应堆压力容器顶盖的役前检查要求,介绍在消化引进吸收的基础上开发的、适用于覆盖AP1000顶盖全范围的一体化自动检查设备及无损检测技术的现场应用,并针对检查过程中装置和应用检测技术遇到的问题展开讨论,为顶盖全范围在役检查技术改进奠定基础。     

压力容器焊缝无损检测可靠性的分析

本文详尽地分析和讨论了影响压力容器焊缝无损检测可靠性的各种因素。并在试验研究和工程实践的基础上,就如何提高压力容器焊缝可靠性提出一些建议和有效方法。     

反应堆压力容器检测技术应用

简要介绍了反应堆压力容器在实际生产中检测时所采用的相关技术,并对不同检测技术的优缺点进行了概括,对同类产品的检测有一定的借鉴指导作用.     

压力容器焊缝无损检测的可靠性分析

文章以压力容器的破坏因素为线索,对目前已有的对于压力容器无损检测的方法进行阐述,进而对其焊缝的影响因素进行分析;在此基础上,对能够影响压力容器焊缝无损检测可靠性因素进行分析,提出了减少这些影响的方法与措施。     

核电站反应堆压力容器焊缝的超声检测及验证

通过对反应堆压力容器焊缝超声波传播特性以及超声波缺陷探测和定量影响因素的分析,并通过大量的试验测试研究,确定了反应堆压力容器焊缝超声检测技术。此反应堆压力容器超声检测技术,能有效地进行缺陷探测和缺陷定量,并通过了英国验证中心的第三方独立验证,满足核电站役前和在役检查规范(RSE-M 1997)的超声检测技术要求。     

AP1000核电汽轮机汽缸径向销焊缝超声波检测研究

AP1000核电汽轮机要求对汽缸径向销焊缝进行检测,以防止径向销脱落。文中主要介绍了检测种类的选择,仪器设备的选用,以及具体检测工艺中进行的研究和试验,达到了按要求到对此焊缝进行无损检测的目的。     

反应堆压力容器顶盖吊具制造中的质量保证措施

介绍了福建福清核电站3号机组反应堆压力容器顶盖吊具制造过程中的质量控制及质量保证措施,着重介绍开工准备、锻件、焊接、试验和不合格项控制等几个方面,以确保向核电提供合格的专用设备。     

压力容器检测机器人构型设计与工作空间分析

针对一种压力容器无损检测任务中人员安全的问题,对压力容器入口狭小、内部空间大、内部环境恶劣的特点进行了分析,对机器人的奇异性、负载能力、工作空间、安装方式和时间进行了研究,基于"臂腕分离"原则提出了一种六自由度串联机器人构型;利用Matlab软件对机器人的工作空间进行了仿真,通过三维建模描述了其工作过程,同时还利用机器人实体样机实验对机器人的负载性、安装方式和时间、工作空间进行了测试。研究结果表明,机器人的构型设计符合工作空间的要求,该机器人可以负载20 kg仪器顺利地完成检查任务,单个人可以安全地完成安装任务,并且将安装时间缩短到半个小时以内。该机器人的成功研制可以保障人员安全,这种构型方法为该类机器人的设计提供了参考依据。     

压力容器修理、改造与检验

论述压力容器使用后产生缺陷的修理、改造与检验。     

薄壁容器焊缝的超声波探伤方法

论述薄壁容器焊缝的超声波探伤技术,制作“距离—波幅”曲线,为检测提供了方便。富拉尔基发电总厂一期氢罐检测的实例证明此种检测方法是行之有效的。     

AP1000反应堆冷却剂泵“3s供电”问题分析

针对AP1000核电技术中反应堆冷却剂泵因所采用的屏蔽泵转动惯量小、泵的惰走时间短,在汽轮机跳机后,如何保持反应堆冷却剂泵电机3s供电时间的问题,结合AP1000核电厂系统固有特点,分析了“孤岛运行”、“机组满功率运行”、“机组满功率运行＋ 500 kV外电网失去”、“机组满功率运行＋外电网失去”4种极限工况特点.根据电网稳定性和堆芯偏离核态沸腾仿真结果,分析了汽轮机跳机后的电气系统响应和反应堆冷却剂系统响应.研究结果表明,在汽轮机跳机后系统能满足反应堆冷却剂泵3s供电时间要求,以增加冷却剂强迫循环时间,实现安全停堆.     

Atom probe tomography of reactor pressure vessel steels: an analysis of data integrity

In this work, the importance of optimising experimental conditions for the analysis of reactor pressure vessel (RPV) steels using atom probe tomography is explored. The quality of the resultant atom probe data is assessed in terms of detection efficiency, noise levels and mass resolution. It is demonstrated that artefacts can exist even when experimental conditions have been optimised. In particular, it is shown that surface diffusion of some minority species, including P and Si, to major poles prior to field evaporation can be an issue. The effects were most noticeable during laser pulsing.The impact of surface migration on the characterisation of dislocations and grain boundaries is assessed. The importance of selecting appropriate regions of the reconstructed data for subsequent re-analysis is emphasised.     

AP1000核电厂环吊国产化技术要求分析

由于核电厂总设计理念以及起重机标准的差异,AP1000环吊的技术要求与二代核电厂环吊之间存在显著差异。通过对AP1000环吊的主要技术参数、安全分级、抗震分类、使用工况、抗震分析方法、起升机构强度设计、起升机构布置形式等方面的要求进行梳理和分析,明确了AP1000环吊国产化的主要技术要求,为AP1000环吊的设备国产化作了有益的尝试和探索。     

钢丝绳技术状况检测分析

对大黑汀水库28台启闭机钢丝绳的断丝数量和腐蚀损坏程度进行了统计分析，明确了钢丝绳的技术状况，并对造成钢丝绳断丝的原因进行了探讨。     

反应堆压力容器接管安全端焊接工艺研究

介绍一套经焊接工艺评定及实际产品制造验证的压力容器接管与安全端不锈钢焊接工艺方法。     

AP1000核电稳压器大锻件特点及制造技术

为满足AP1000核电严格的技术要求,稳压器采用高性能大型锻件制造。介绍了AP1000核电稳压器大锻件的技术特点和制造技术。