5 PWR反应堆压力容器监督数据分析及寿命初步评估

由于长期在中子辐照场、温度场以及应力场的作用下，反应堆压力容器材料性能会出现蜕化的现象，主要表现为韧脆转变温度升高，屈服强度增加，以及断裂韧性降低等。为了监测压力容器材料的辐照效应，需要在反应堆内安装一定数量的监督管，定期抽出进行辐照监督试验。通过进行反应堆压力容器的辐照监督试验可以获得压力容器材料辐照脆化及辐照环境的相关数据，利用这些数据修订反应堆冷却剂压力-温度限值曲线，以防止压力容器发生脆断，从而保证反应堆的安全运行。     

AC—600反应堆压力容器设计探讨

本文根据 ALWR 的基本设计原则,初步分析了我国 AC-600反应堆压力容器的设计特点,探讨了保证 AC-600反应堆压力容器的可靠性应采取的主要技术措施.     

反应堆压力容器旧顶盖处置

大亚湾核电站分别在2003年3月和2004年11月实施了反应堆压力容器顶盖更换.本文介绍了大亚湾核电站反应堆旧顶盖处置的方案、旧顶盖包装体的设计原则、结构设计、旧顶盖的清洁、涂漆和包装以及现场实施过程.其结果表明,反应堆旧顶盖处置的方案可行,其反应堆旧顶盖包装体的设计和现场实施达到了满意的效果.其经验对我国大型放射性固体废物的处置具有参考价值     

秦山二期反应堆压力容器出厂水压试验

依靠国内技术与设备手段,成功完成了秦山核电站二期工程(QS-II)2号机组反应堆压力容器出厂水压试验的应变测试,给出了水压试验中各测点应变的测试结果。结果表明,在22.8MPa高压水下多数测点为弹性变形,容器进出口管嘴270o边缘变形局部进入屈服,但接近日本三菱重工对1号机组反应堆压力容器的测量结果。与有限元分析结果进行的比较表明,2号机组反应堆压力容器应变测试有良好的精度,强度符合出厂要求。     

秦山核电二期工程反应堆压力容器设计

反应堆压力容器的设计、制造、安装和试验应与其安全功能相适应;采用公认法规和标准时,应对其进行评价,保证满足反应堆压力容器的安全功能.在设计、制造、安装和试验中,必须使异常泄漏、裂纹快速扩展及破坏的概率降低到最小.在初步设计阶段完成了强度设计后,进行了扩大设计状态的一次应力分析评定,结果均满足RCC-M-B册设计工况的各项应力准则.     

在役反应堆压力容器延寿探讨

概述了反应堆压力容器辐照脆化的相关标准，分析了限制反应堆压力容器寿命因素．策划了反应堆压力容器延寿前应完成的辐照脆化研究及技术准备工作．提出了实现在役反应堆压力容器延寿的构想。     

反应堆压力容器液位监测系统

反应堆压力容器液位监测系统（ＲＶＬＭＳ）是压水堆核电站必备的测量设备。本文介绍了系统的功能，组成、原理、运行和特点，特别是其信号处理部分和系统的测量原理。本系统借鉴阵外经验，已实际应用于Ｐ３００工程设计中。     

焊接残余应力对PWR压力容器脆断的影响

通过分析综合有关焊接残余应力的试验和理论计算以及脆断评定资料,讨论了 PWR 压力容器安全评定中应采用的焊接残余应力值的大小;同时还给出了计算表面裂纹弹性应力强度因子的方法。     

反应堆压力容器辐照监督

介绍了秦山第二核电厂600 MW压水堆机组的辐照监督计划,对监督、试验、评价方法以及超前因子偏大的原因进行了分析讨论.根据辐照监督数据评价了秦山第二核电厂反应堆压力容器辐照脆化效应.     

反应堆压力容器老化敏感性分析方法

结合近期开展的大亚湾反应堆压力容器老化分析及大纲编写工作,归纳总结了反应堆压力容器老化敏感性分析方法,提出了较为明确的表单化的老化分析流程,可以为相关的老化分析与评价活动提供借鉴.     

岭澳核电站二期反应堆压力容器技术改进

介绍岭澳核电站二期反应堆压力容器(RPV)技术改进,包括采用堆芯一体化筒体和整体顶盖结构、控制辐照敏感元素含量、降低堆焊层材料钴含量、改进径向键材料和焊缝金属材料、增加辐照监督管数量等措施,并分析RPV技术改进对设备性能、工程建设和运行维修的影响及带来的优势。     

扬基反应堆压力容器拆除工作记录

1992年2月26日，扬基核电公司（YAEC）宣布永久关闭扬基核电站（YNPS）。早在1995年，扬基公司就着手于拆除、运输以及处置反应堆压力容器的计划，并将其作为反应堆退役的一部分。本文是至今的进展和今后退役活动的报告。反应堆压力容器的拆除程序将与安装的相反。从上部的中子屏蔽箱开始向下拆除，直到反应堆支撑环，以便露出反应堆冷却剂管道以及反应堆压力容器与冷却回路系统的隔热层。拆除含有石棉的隔热层，同时还拆除位于反应堆压力容器管嘴和反应堆支撑内壁之间的回路系统。从反应堆屏蔽箱底部提升压力容器，放置到已定位在蒸汽容器设备开口以下的一个罐内；一旦进入该罐，就向压力容器内部以及压力容器与罐之间注入混凝土，以固定松散污染，同时提供辅助屏蔽。浇灌混凝土后，该罐被放倒成水平状态以待运输处置，压力容器封装件通过陆上运输到最近的铁路干线，再用火车送至处置场。最初计划在1996年春天进行压力容器提升、运输，后来推迟到美国核管会（NRC）再次审批YNPS退役计划。     

秦山核电厂反应堆压力容器主螺栓热态载荷测试研究

本文是作者有关容器封分析与试验研究工作的继续，阐明热瞬态密封问题求解的关键是给出螺栓载荷的热态增量。文章叙述了现场超声测试的基础试验及主要结果，其测试能力已超过Ｒａｙｍｏｎｄ产品的２０４℃（４００Ｆ）的温度范围，因而有可能首次给出现场实测结果。