浅谈新版RCC-M2007的变化

2007版的RCC-M标准是RCC-M(2000版)标准与2002、2005年补遗和2007年的修改结合而成的产物。本文介绍了RCC-M 2007版的更新原因,对引用标准的更新。结合欧盟承压设备指令(PED)和法国核能法令(ESPN)审查管理要求的改变、分级变化以及设备鉴定、材料、制造和焊接、无损检验等各卷章的变化介绍了RCC-M 2007版的更新项。     

秦山一期常规岛设备更新设计研究

常规岛设备更新是核电站运行许可证延续项目(OLE)中重要的一项工作,文章阐述了我国自主设计、建造的第一台核电机组(秦山一期300 MW级机组)常规岛设备更新项目的设计方案,重点分析了汽轮机更新方案、发电机更新方案、堆机参数匹配、机组背压优化、机组的基座强度复核、常规岛二回路工艺设备的适应性,并对管道系统进行了核算,进一步归纳了常规岛设备更新项目设计工作应关注的重点,为我国后续核电站运行许可证延续项目提供参考和借鉴。     

关于几个国家供货厂质保体系的比较

本文介绍了向秦山核电二期工程供货的日本、法国、英国、西班牙等国的一些设备制造厂商质量保证体系运转情况，就其特点和方法作了比较，以期对国内设备采购及制造厂质保工作有所借鉴和参考．     

中国评价核数据库第二版（CENDL－2）的改进和完善

中国评价核数据库第二版（ＣＥＮＤＬ－２）的改进和完善梁祺昌，刘廷进，赵志祥，刘彤，孙正军（中国原子能科学研究院，中国核数据中心北京，１０２４１３）为了更好地满足国内使用和国际交流的需要，对ＣＥＮＤＬ－２做了进一步扩充、更新和改进，主要内容包括：（１）...     

AP1000核电厂设备鉴定概述

设备鉴定是验证和确认安全级设备满足或超过其技术规格书要求的重要手段之一。随着国内AP1000核电技术的消化吸收以及后续核电项目的建设,大批安全级设备需要实现国产化。本文简要介绍了AP1000设备鉴定的标准体系,鉴定方法及鉴定要求,并基于AP1000设备鉴定的经验,对后续核电国产化设备鉴定提出了建议。     

核压力容器材料国产化的可行性评述

文中扼要介绍了我国首次生产的 RPV 用 A508-3钢锻件的工艺和性能。通过对生产经验、试验研究、国内外文献和国内现有及新添设备的分析给出:实现600MW 核电站压力容器国产化在实际上具备了可行性和现实性。     

国内正电子放射性药物发展现状简介

简要介绍了国内正电子放射性药物发展的历史和近况，对比了国内PET药物在研究、开发和应用方面与国外的差距，表现在基础研究少、质量控制设备不齐全及质量控制项目少及从业人员学术水平低等。并提出加强人员培训，强化质量控制等建议     

CTS模拟接口板

ＣＴＳ模拟接口板是替代大型数控测井设备对数控测井仪器进行测试，维修的必要工具，是国内自行研制数控测井设备必要的电路模块，本文介绍了数控测井及ＣＴＳ通讯的基本原理。     

EPC模式下核电设备采购管理

核电设备采购与供货是国内核电项目建设过程中面对的一个主要制约因素和管理难点,海南核电项目也同样出现了由于主要设备供货延误导致的工程拖期问题.文章通过介绍EPC模式下海南核电项目设备采购的组织与特点、实施过程中出现的主要问题及其原因分析,提出了对EPC模式下设备采购供应商选择、设备国产化、大宗特殊材料设计与采购、成套系统供货、备件接收与贮存、业主过程管理等一些关键设备采购问题的设想和建议,供后续项目借鉴参考.     

秦山核电厂主控制室更新技术研究与策划

基于运行许可延续（OLE）的需求，为确保主控制室与应急控制室（简称主控室和应控室）的设计及设备符合国家核安全相关法规及标准要求，通过对秦山核电厂主控室及应控室的盘台现状、人机接口进行调查和分析，对盘台结构、设备改进及人机接口再设计进行了研究，提出了主控室和应控室整体更新的解决思路并开展了可行性论证，策划了总体设计更新方案、验证流程和实施管控方法。工程实践及运行业绩表明本研究方法是有效的，可为核电机组OLE研究提供指导。     

基于RCC-M标准的法兰设计计算方法

以台山核电厂除盐器和安注箱法兰为例,从法兰的运行工况、瞬态分析和计算模型处理等方面详细介绍了在压力、温度、外力和外弯矩等载荷作用下法兰连接的设计计算方法,特别是考虑了容器温度有较大升高瞬态对螺栓和法兰完整性的影响,以及由于过度预紧法兰倾斜角过大对法兰密封性能的影响,为各工程项目中同类法兰的设计计算提供了参考和借鉴。     

RCC-M标准使用适宜性分析

在核电工程实践中,若设备的具体技术指标相较标准规范过于严格,将会在工程实践中产生大量的不满足设备采购技术文件要求却满足法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规律》(RCC-M)标准规范要求的"达标"不符合项。根据工程实践经验,从3个角度提出使用RCC-M标准的适度性原则,可在一定程度上更加具体规范从业者的行为。     

RCC-M在双相不锈钢选择上的局限及应对措施

介绍双相不锈钢性能特点及类型,结合核电海水泵的应用,并引用双相不锈钢的大量试验分析对比数据,对法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》(RCC-M)在双相不锈钢选择方面的局限与不足进行分析。     

核一级承压设备疲劳分析方法

基于Miner线性累积损伤理论和雨流计数法,得到单载荷历程作用下疲劳分析的方法,并根据核一级承压设备的特点和核承压设备分析规范的要求,给出了一种适用于核一级承压设备疲劳分析的方法;结合设备实际运行情况,提出了瞬态分组组合的优化疲劳分析的方法,并给出一个案例.结果表明,瞬态分组组合使疲劳分析与设备实际运行情况更加接近,计算结果更加精确.     

RCC-M (rules for design and construction of nuclear components)

The paper deals with a presentation of the design rules included in the French RCC-M code applicable to mechanical components of PWR nuclear islands and published by the French Society for Design and Construction rules for Nuclear Island Components (AFCEN). Particular attention is paid to the major principles which constitute the background of the rules of the code and to recent developments included in the code.     

大亚湾核电厂辅助给水系统RCC-M2级疏水管道的改进

大亚湾核电厂辅助给水系统的疏水管道属RCC-M2级设备,因该设备在高温和高压差下导致疏水器和隔离阀处经常发生闪蒸和冲刷,致使其密封面损坏而发生疏水故障。为避免对系统产生影响,核电厂借鉴同类型机组的改进经验,通过增加备用隔离阀解决该问题。改进的管道依据RCC-M进行力学分析。     

基于RCC-M规范的反应堆压力容器快速断裂分析与讨论

对2000版和2007版RCC-M附录ZG中的快速断裂分析评价方法进行对比分析。结果表明:2007版附录ZG的适用范围更广,分析评价过程相对简化,对材料老化的考虑也更加全面。以堆芯筒体段的快速断裂分析评价为例,对基准裂纹的方位参数进行敏感性分析,将2个版本的评价结果进行对比。结果表明:采用2007版附录ZG得到的评价结果安全裕量更大,同时增大了反应堆压力容器压力-温度(P-T)曲线的限制范围,扩大了核电厂运行操作空间。     

The French code RCC-M: Design and construction rules for the mechanical components of PWR nuclear islands

The RCC-M, “Règles de Conception et de Construction des Matériels Mècaniques des Ilots Nucléaires PWR”, or in English, “Design and Construction Rules for the Mechanical Components of PWR Nuclear Islands”, gathers within one set of rules all design and construction practices relating to the mechanical components of French PWR nuclear islands. This paper is a presentation of the RCC-M. Throughout this presentation the philosophy of the RCC-M will be compared to that of the ASME Code — Section III — Division 1, and related Sections.     

Preparation of Zn/TiO2 powder and its photocatalytic performance for oxidation of P-nitrophenol

Zn-doped TiO2 catalysts were prepared using a sol-gel method and characterized by XPS,UV-Vis, BET, XRD in this study. Under the irradiation of simulant sunlight, the photocatalytic activity for the degradation of p-nitrophenol was studied too. After irradiation for 2.5 h, the degradation percentage of p-nitrophenol could rise to more than 80 %. The results showed that the spectrum absorption band edge of Zn/TiO2 powder does not broaden obviously comparing with pure TiO2 powder. Zinc exists as Zn （11）. When calcined at 973 K, there is a new phase as ZnTiO3 in Zn/TiO2 catalyst. The order of photocatalytic activity of Zn/TiO2 catalysts calcined at different temperatures for p-nitrophenol is 773 K 〉 673 K 〉 873 K 〉 573 K 〉 973 K and the photocatalytic activity of Zn/TiO2 catalyst calcined at 773 K is better than TiO2 catalysts heated at the same temperature, and outclasses that of commercial TiO2 catalyst. It also showed that the photocatalytic degradation of p-nitrophenol follows first-order kinetics under the irradiation of simulant sunlight.