锅炉压力容器检验中的安全、技术、焊接质量工艺措施

锅炉压力容器内、外部全面检验是按DL 647- 1998《锅炉压力容器检验规程》的规定 ,结合设备大修进行的 ,如果在检验中一些技术检查漏项或大修中检修质量不良 ,就会出现运行中汽、水、油等系统故障及阀门漏泄等一系列问题。因此在全面检验和大修中制定技术要求及焊接质量保证措施 ,就能有效地防止运行中一些设备事故的发生。     

高温气冷堆核电站蒸汽发生器国产化探讨

本文简述了我国自行设计的高温气冷堆核电站蒸汽发生器的特点,介绍了蒸汽发生器锻件、传热管等关键部件的国内研究现状和设备国产化所面临的制约因素及目前设备制造所取得的最新进展。高温气冷堆蒸汽发生器国产化将大大提升我国立式、直流螺旋管组件的制造和装配能力,对整体式大型SA508-3-1锻件的研发也起到一定的推动作用。     

高温堆核电站主控室可居留区事故工况环境温度分析

核电站主控室可居留区在事故工况下须保持适宜的环境温度,保证运行人员健康和安全级设备正常运行。本文运用计算流体力学(computational fluid dynamics,CFD)软件对石岛湾高温气冷堆示范工程主控制室和控制设备间在全厂电源全部失去的工况下的室内环境温度进行仿真计算,分析主控制室和控制设备间在该极端事故工况下以可居留区域外部环境为热阱,依托围护结构蓄热能力满足可居留性要求的可行性,计算结果显示主控制室和控制设备间72小时温升分别为2.8℃和3.3℃,室内环境温度均在27℃左右(初始温度24℃),满足可居留性要求。这说明依托围护结构蓄热能力可作为一种极端事故工况下维持可居留性环境温度要求的措施;同时提出后续可采取的优化方案,满足今后高温堆核电站的安全设计要求。     

清华大学10MW高温气冷堆氦气辅助系统的调试

介绍清华大学10MW高温气冷实验堆氦气辅助系统的功能,讨论氦气辅助系统的冷态和热态调试试验的内容。经过调试,氮气辅助系统各子系统、设备、部件、操作控制和软件,可靠、适用,获得了满意的结果。     

高温气冷堆核电站示范工程主氦风机技术概述

介绍了当今世界核电技术的发展趋势及应用,提出了第四代核电技术需要满足的条件,并说明高温气冷堆是目前最有希望成为第四代先进核能系统的一种堆型;介绍了高温气冷堆的核心设备主氦风机的性能参数、结构、功能和技术先进性,并说明主氦风机研制的重要意义.     

高温气冷堆发电技术的发展和应用前景

通过对考虑调研收集到的大量资料进行研究分析，归纳总结高温气冷堆技术的发展历程和技术特点，对国内外技术发展现状有较大影响的项目背景和计划进行阐述，并在此基础上重点从技术和经济可行性方面分析高温气冷堆发电技术应用前景。     

《ASME锅炉及压力容器规范》简介

<正> 1915年,美国机械工程师学会(简称ASME)锅炉压力容器委员会制定出第一版ASME规范,当时的名称为“电站锅炉建造规程和许用工作压力准则”,尚不包括压力容器。现在规范已发展为11卷,分别为动力锅炉、材料、核动力设备、采暖锅炉、无损检验、采暖锅炉维护和运行的推荐准则、动力锅炉维护的推荐准则、压力容器、焊接及钎焊评定、玻璃纤维增强塑料压力容器、核动力设备在役检查准则等。ASME规范是按照被认可为符合美国国家标准的程序制定的,是一部历史悠久的、慎重的并且建立在长期成功经验之上的规范。该规范应用遍及美国和加拿大,并已成为一部国际公认的标准。近几年来,我国引进了不少按照ASME规范建造的国外先进的     

高温气冷堆核电站示范工程金属堆内构件设备的国产化实践

在我国高温气冷堆核电站示范工程建设之前,国内锻件、钢板制造单位都缺乏铬钼合金钢材料要求无延性转变温度RTNDT≤-25℃落锤试验的制造经验,相关材质需要依靠进口。文章分析了金属堆内构件设备的设计要求及其制造难点;指出了在实现示范工程金属堆内构件设备国产化过程中所遇到的质量问题和解决办法等;针对堆芯壳易变形的特点,提出了控制措施,将给今后百万千瓦级高温气冷堆核电设备的国产化提供经验借鉴。     

北京新型核反应堆并网发电

中国科学家宣布 ,中国第一座高温气冷核反应堆日前在北京满功率并网发电成功。专家指出 ,这意味着中国利用核安全技术缓解能源短缺问题取得了重要进展。这座 10MW高温气冷反应堆坐落在距北京市中心 40余km的长城附近。据悉 ,这也是世界上建立在一国首都的第一座这种堆型。高温气冷堆是目前发达国家先进核电站采用的最新一代技术 ,负责这项工程的是清华大学核能技术设计研究院。该院教授吴宗鑫说 ,中国是继美、英、德、日后第五个掌握此项技术的国家。这座反应堆总投资超过 2 5亿元人民币 ,于 1995年动工兴建 ,2 0 0 0年 12月建成临界后 ,…     

高温气冷堆核电站示范工程金属堆内构件设备国产化研究与实践

在我国高温气冷堆核电站示范工程建设之前,国内锻件、钢板制造单位都缺乏铬钼合金钢材料要求无延性转变温度RTNDT≤-25 ℃落锤试验的制造经验,相关材质需要依靠进口。文章分析了金属堆内构件设备的设计要求及其制造难点;指出了在实现示范工程金属堆内构件设备国产化过程中所遇到的质量问题和解决办法等;针对堆芯壳易变形的特点,提出了控制措施,将给今后百万千瓦级高温气冷堆核电设备的国产化提供经验借鉴。     

蒙达公司锅炉压力容器的定期检验

对蒙达公司的在役锅炉压力容器开展的定期检验工作,及时发现和消除隐患,并通过强化监督管理来保证承压设备安全运行。     

核电站金属堆内构件设备用12Cr2Mo1合金钢锻件落锤试验

12Cr2Mo1合金钢锻件是高温气冷堆核电站示范工程金属堆内构件设备所用主体材质,为保证该材质在反应堆整个寿命期内的性能不发生失效,在制造时要求进行无延性转变温度RTNDT小于等于-25℃的落锤试验,而国内锻件生产企业以往从无此技术要求的铬钼合金钢锻件制造经验和实践活动,为实现在高温堆核岛主设备上的成功应用通过试验和科研攻关掌握了其核心制造技术。介绍了12Cr2Mo1材质锻件在制造过程中所出现的质量问题、原因分析、采取的改进措施及取得成效等,将对今后GW级高温堆核电设备的国产化用材提供借鉴。     

12Cr2Mo1合金钢锻件无延性转变温度RTNDT落锤试验在高温气冷堆核电站示范工程金属堆内构件设备上的应用实践

12Cr2Mo1合金钢锻件是高温气冷堆核电站示范工程金属堆内构件设备所用主体材质,在制造时要求进行无延性转变温度RTNDT≤-25℃的落锤试验(以下简称RTNDT落锤试验),而国内锻件制造企业以前从无此技术要求的制造经验和实践活动。本文介绍了在进行12Cr2Mo1合金钢锻件RTNDT落锤试验过程中所出现的主要问题、原因分析、采取的改进措施及所取得的成效等,将给今后百万千瓦级高温气冷堆核电设备的国产化用材提供经验借鉴。     

反应堆压力容器在役检查优化

文章分析了压力容器检查原理及流程,结合规范要求及同行电厂的实施经验,探讨了实施检查的时机、技术及策略.最后提出了在机组大修期间反应堆压力容器检查的管理手段,论证了反应堆压力容器检查实施优化技术的可行性,对缩短大修工期具有积极的意义。     

断裂力学在压力容器断裂分析中的应用

以对氯甲烷回收汽化罐的缺陷评定为例，介绍了运用断裂力学理论进行安全评定的方法与步骤。使用此方法可以在保证设备安全运行且合乎使用要求的前提下，节约费用与工时。     

略施小改革 巧解大难题

近年来。广西荔浦供电分公司农网改造中新建的35kV～110kV变电站，其10kV系统为保证运行可靠性以及从安全运行考虑，设备大多采用户内设备，同时采用封闭式盘柜以保证安全。由于在土建设计时10kV高压配电室大多未考虑夏季高温天气的影响而采取降温措施（即未设计地窗和排气窗使空气对流），进入夏季高温季节后，高压室内温度时常高达近50℃，再加上运行中设备通过电流产生一定温升，柜内温度比室温还要高出不少，设备在此高温下运行，一是缩短设备的预期寿命，特别是设备中的橡胶及塑料件加速老化，有的设备密封性能受到影响缩短正常检修周期，如果巡视检查不到位，还可能引发设备事故；     

基于核电标准的熔盐换热器应力分析

在熔盐反应堆中,熔盐换热器的设计温度较高,因此,高温下的容器材料将面临蠕变及蠕变—疲劳等失效问题。依据有关设计标准,按照应力设计准则、应变和变形设计准则、蠕变—疲劳设计准则,计算材料的强度极限。利用有限元分析软件进行建模与分析,按照ASME高温核电标准进行强度校核,确保核级设备的可靠性。     

核电站金属堆内构件设备用12Cr2H01合金钢锻件落锤试验

12Cr2M01合金钢锻件是高温气冷堆核电站示范工程金属堆内构件设备所用主体材质，为保证该材质在反应堆整个寿命期内的性能不发生失效，在制造时要求进行无延性转变温度尺TNDT小于等于-25℃的落锤试验．而国内锻件生产企业以往从无此技术要求的铬钼合金钢锻件制造经验和实践活动，为实现在高温堆核岛主设备上的成功应用通过试验和科研攻关掌握了其核心制造技术。介绍了12Cr2Mo1材质锻件在制造过程中所出现的质量问题、原因分析、采取的改进措施及取得成效等，将对今后GW级高温堆核电设备的周产化用材提供借鉴.