关于蒸汽发生器传热管应力腐蚀的几个问题

本文探讨了以下5个问题：（1）传热管发生氯致应力腐蚀的原因；（2）发生氯致应力腐蚀裂纹机制的分析；（3）没有涡流探伤显示信号的其他传热管的可用性：（4）是否可以先堵已切割的传热管；（5）美国的堵管准则和俄罗斯的堵管准则的比较。     

田湾核电站2号机组波动管焊接的核安全监督

田湾核电站波动管的焊接过程中出现了超标缺陷。本文描述了北方监督站在2号机组波动管焊接及缺陷的处理过程中所进行的核安全监督。     

蒸汽发生器传热管堵头有效性分析

蒸汽发生器传热管是核电厂—回路压力边界的薄弱环节,传热管的完整性直接影响到整个一次侧的安全。当传热管出现裂纹、腐蚀或磨损等缺陷时,在评定确认可能会发生一次侧流体进入二次侧情况下,需要对传热管进行堵管。利用有限元法对某蒸汽发生器传热管的滚压堵头进行分析评定,模拟计算在堵管时以及堵管后堵头、传热管接触力情况,通过计算及分析确认堵头在极限运行工况的有效性,计算显示此堵头满足强度要求。     

蒸汽发生器传热管缺陷的涡流和超声检测

本文讨论了涡流和超声检测方法应用在检测蒸汽发生器管子降质方面的局限性。有些检测方法的尺寸测量能力极为有限。有些情况下，对缺陷尺寸测量的不定因素可通过将涡流检测结果、超声检测结果与取管破坏性试验结果加以对比确定。不同的降质机理导致蒸汽发生器管子损坏的定性检测方法的局限性将在其后讨论。其讨论顺序为：一次侧水应力腐蚀破裂、晶间腐蚀、二次侧应力腐蚀破裂、点蚀、耗蚀、凹痕、高周疲劳以及磨损。     

田湾核电站冷却剂泵工作叶轮端部缺陷处理过程的核安全监督

江苏核电有限公司在对1号机组进行役前检查时,发现主泵工作叶轮的叶片端面与盖板连接处的焊接区域有缺陷.本文描述了北方监督站在缺陷的处理过程中所进行的核安全监督.     

蒸汽发生器传热管失效分析及防护措施

蒸汽发生器是核动力装置中一个非常重要的热量交换设备,也是整个核动力装置中的薄弱环节。在核动力装置的停堆事故中,有一半以上是由于蒸汽发生器破损引起的,严重影响到整个核动力装置的安全性和可靠性。如何使传热管不过早破损,延长蒸汽发生器的使用寿命是当前面临的重要课题之一。文章通过对蒸汽发生器传热管所用奥氏体不锈钢材料的分析,结合国内外相关事故分析报告,确定了传热管破损的类型为穿晶型应力腐蚀破坏。通过对腐蚀产物、工作环境以及管束应力的分析,找出蒸汽发生器传热管发生应力腐蚀开裂的影响因素,同时提出相应的防护措施。     

蒸汽发生器传热管裂纹扩展性质的确定

本文应用金相、TEM、SEM 和 EDAX 对蒸汽发生器1Cr18Ni9Ti 不锈钢传热管的裂纹及断口进行了分析.管束裂纹的性质属腐蚀疲劳。并指出在裂纹扩展过程中,当裂纹发展到使 K_1≥K_(1scc)时,裂纹扩展方式会由腐蚀疲劳转变为应力腐蚀.     

含缺陷Inconel 690蒸汽发生器传热管的强度及堵管准则研究

针对缺陷对传热管强度的影响以及传热管判废准则问题展开研究,研制了适用于小管径蒸汽发生器传热管极限载荷及爆破压测试的实验装置,对含体积型缺陷及面型缺陷的Inconel 690蒸汽发生器传热管进行了实验研究,并采用有限元法对极限载荷及爆破压进行了估算.在此基础上,研究了传热管的堵管准则,提出了两级评定方法.该评定方法可根据缺陷的深度、轴向及环向长度来综合评价.     

蒸汽发生器传热管焊接堵管用小型化激光头研制

核电站蒸汽发生器传热管破损将导致放射性冷却剂外泄,因此需进行堵管作业。激光焊接精度高,可用于蒸汽发生器的焊接堵管。然而,受限于蒸汽发生器的空间结构,现有的激光焊接头往往难以满足实际要求,因此需设计定制化的小型激光头。首先,分析和计算了小型化激光头的光路;其次,设计出小型激光头的机械结构,并完成其在蒸汽发生器内的运动仿真和干涉模拟;最后,对所设计的激光头装置进行了模拟传热管焊接验证。结果表明,所设计的小型化激光头具有良好的焊接性能和可操控性能,可用于蒸汽发生器的焊接堵管作业。     

蒸汽发生器传热管间隙对传热管动态特性的影响分析

传热管流致振动是核电厂蒸汽发生器传热管失效的主要原因之一,在核电厂设计蒸汽发生器时,需对蒸汽发生器传热管流致振动问题进行分析。传热管与支撑板及抗振条之间存在小尺度间隙,这类间隙具有非线性效应,在进行流致振动线性分析时应考虑对间隙进行线性化等效处理。本文从理论研究和模拟分析两方面出发,对传热管与支撑板及抗振条之间间隙对传热管动态特性的影响进行分析。理论和模拟分析可知,传热管间隙对传热管整体振动的作用接近于简支。在进行流致振动分析时,可采用简支代替间隙进行线性分析。     

进口民用核安全设备安全检验工作中的设备审查

在进口核安全设备的安全检验中,对这些设备进行审查可以避免有缺陷的或不能证明其满足相关标准的设备用于我国核电厂,从而保障核电厂的安全运行。本文介绍了安检工作的目的、流程、内容和审查范围,重点介绍了对安检工作中设备文件的审查依据,提出了安检工作中设备文件的审查要点。     

进口民用核安全设备开箱检查的实施及若干问题的探讨

介绍了进口民用核安全设备安全检验的第二阶段—开箱检查的目的、内容、流程及要求,明确了开箱申报材料的审查重点,介绍了安全检验机构在核设施现场外实施开箱检查的监督检查(以下简称开箱见证)步骤,探讨了对开箱检查工作、监造、装运前检验、监装及验收的理解以及出具开箱见证报告等典型问题,并提出了一些加强进口核安全设备开箱检查工作的建议。     

乏燃料后处理溶解过程核临界安全初步分析

通过建立合理的空间分布模型,对后处理厂乏燃料溶解不同阶段的核临界安全问题进行分析,同时对重要的核临界安全参数给予影响评价。结果显示,在仅考虑易裂变核素形态转变的理想情况下,溶解初期为最危险状态;温度升高和硝酸浓度增大对系统的影响为负效应,影响均小于4%;可溶中子毒物的加入与燃耗信任制技术的应用能大幅提高系统的经济性,影响均可达到30%。     

日本福岛核事故对我国核安全国际合作的几点启示

通过介绍福岛核事故对全球核电发展的影响及各主要国家采取的国际合作活动,分析了国际合作在保障核安全、促进核电发展方面的重要作用,提出了进一步加强核安全国际合作的几点建议。     

乏燃料后处理厂主工艺中的主要化学安全问题

水法后处理工艺过程涉及很多化学反应,反应条件和反应产物不同,需要关注的化学安全问题也不同。描述了后处理主工艺不同阶段的化学反应,分析了各阶段应关注的主要化学安全问题,为商用后处理厂的设计和事故分析提供参考。     

核级设备中薄膜/基体系统Ⅱ型界面裂纹尖端场

随着薄膜/基体系统在核级设备中的开发和应用,对薄膜以及薄膜/基体系统力学性能的研究显得越来越重要.本文从基本方程出发,结合对裂尖各场合理的奇异性分析,推导出了渐近控制方程.并由定解条件,采用打靶法求得了Ⅱ型裂纹裂尖的应力和应变场.此研究将为最终解决工程实践中所遇到的相应问题和建立材料的破坏准则提供理论参考.     

堆内辐照过程中辐照靶件的核发热和传热研究

研究了辐照靶件在堆内辐照过程中的核发热和传热计算方法。温度的计算结果与实验结果符合良好。这表明：核发热和传热计算方法可为放射性同位素辐照生产和辐照安全提供重要参数和保证。     

注册核安全工程师执业资格制度建设探究

注册核安全工程师执业资格制度在我国刚刚兴起,正渐入正轨,但在许多层面上还存在各种亟需解决的问题。为使这项制度进一步完善,回顾了注册安全工程师执业资格制度的建立及发展现状,分析了在注册核安全工程师执业监管过程中存在的问题,从法律法规、行政监管和继续教育3方面提出了促进注册核安全工程师执业资格制度健康发展的思路和建议。