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。     

秦山一期反应堆压力容器更换顶盖水压试验工作应变测试分析

介绍了秦山一期反应堆压力容器更换顶盖的水压试验工作应变测试分析,以判断水压试验对高应力区的受力均匀性影响,水压试验是否会造成设备的塑性变形.     

PC工程反应堆压力容器金属保温层设计和研制

本文简述ＰＣ工程３０万千瓦核电厂反应堆压力容器金属保温层的保温原理、材料要求、结构设计、制造及性能试验等。     

反应堆压力容器数控加工工艺研究

分析了反应堆压力容器(RPV)的特点和数控加工难点,重点介绍了关键数控加工工艺——顶盖"J"型坡口和进水、出水接管的数控加工。     

反应堆压力容器接管三维有限元分析

反应堆压力容器接管在反应堆运行期间,要承受压力瞬态、温度瞬态、地震、热膨胀等各种载荷的作用。因此在结构设计过程中,需要对反应堆接管在各种裁荷组合作用下的应力进行分析。本文采用ANSYS程序完成了反应堆压力容器接管在各载荷作用下的三维应力和疲劳分析,并按照RCC—M规范的相关应力限值准则对计算结果进行了评定。评定结果表明接管应力满足RCC—M规范的要求。     

AP1000反应堆压力容器安装技术

AP1000是二环路的1 000MW级压水堆三代核电厂,采用非能动安全设施,与传统的二代压水堆核电技术相比,反应堆压力容器(RPV)本体特征和核岛内的就位要求均有较大的改进性变化。根据AP1000RPV自身的特点,并在实践的基础上,对RPV的现场安装技术,包括安装准备、现场运输和吊装、核岛安装等进行了介绍和分析,为核电站核蒸汽供应系统主设备的现场运输、吊装和安装提供技术参考。     

缓解严重事故后果的反应堆压力容器金属保温层设计和研究

本文叙述了核电站反应堆压力容器金属保温层的工作原理与结构设计，重点介绍了为缓解严重事故后果的堆腔注水条件下金属保温层的结构设计改进，并对保温层结构作了应力分析。     

反应堆压力容器密封分析方法及应用

反应堆压力容器是主回路冷却剂压力边界屏障的一个重要设备,它具有高温、高压、高放射性的特点,对其进行密封分析是其设计过程中很重要的一环.为了验证红沿河核电工程中压力容器结构设计的密封性,采用基于Ansys软件的三维耦合热弹塑性接触密封分析技术,对红沿河核电工程的压力容器密封结构在正常与扰动工况下的密封性能进行了计算,结果表明其在正常与扰动工况下满足密封要求.     

核电厂反应堆压力容器接管焊缝缺陷处理

某核厂#2机组反应堆压力器役前检查期间,采用自动超声检测技术在3条接管与筒体连接焊缝处检出多处超标缺陷。结合制造阶段的焊接和无损检测工艺对缺陷的产生和出厂前漏检原因进行了分析。经过对缺陷复探定位,结合RSE-M和RCC-M规范对缺陷的处理要求,针对缺陷类型和所处位置制定了原样接受和打磨去除加力学计算的两种处理方式,最终顺利完成缺陷处理和力学计算评价。     

反应堆压力容器密封件验证试验回路的研究

反应堆压力容器密封件验证试验回路是模拟核电站一回路环境,实现高温高压条件和规定速率的升温升压、降温降压过程。试验回路按1∶1模拟实际运行工况,技术要求高,设计和制造难度大。通过对密封件验证试验回路的工作原理、运行方法等进行研究,确定回路的设计方案。     

核电厂反应堆压力容器辐照监督试验及应用

反应堆压力容器包容裂变反应,是一回路压力边界的关键设备.机组运行期间反应堆压力容器承受高温、高压及强中子辐照作用,并因此产生辐照脆化.通过介绍辐照效应原理及辐照监督试验,测定压力容器环带区域母材因辐照及高温引起的韧脆转变温度变化,对压力容器安全性能进行评估,并系统阐述了辐照监督试验结果在修正P-T极限曲线上的应用.     

检查压力容器的放射线照相技术

使用1和2 Mev的X线机,钴~(60),15—25Mev感应加速器和直线加速器检查壁厚26时的炉接接头,应由经培训的操作人员解释放射线照片。以核燃料和矿物燃料为能源的发电厂的容量在不断地增长。具有6—12英吋的壁厚的反应堆压力壳和燃烧化石燃料的大型锅炉汽包,比以前更重视检测焊缝内部的缺陷和决定焊缝的致密性。最古老的方法之一——射线探伤是最可靠的方法。X线或γ线通过焊缝把焊缝投影在对射线敏感的乳剂上,这样我们就能得到可见的和永久性的焊缝内在情况。事实上,就我认为,没有适当地进行射线照相的容器,常由于焊缝的缺陷而导致不合格。在选择设备方面,应考虑工件的几何形状和位置(工地或车间)它们的厚度范围,要求的灵敏度,射线照相的经常性和总的数目。对于射线照相重型结构(壁厚在6英吋和6英吋以上)应使用以下四种基本型式的设备。 1,1和2 Mev X线机. 2,钴~(60)装置. 3,感应加速器. 4,直线加速器. 表1列出钢的厚度范围和照相灵敏度。     

火力发电厂压力容器年度检查探讨

针对火力发电厂压力容器年度检查的重要性、检验周期、安全附件的检验等几个方面存在的认识上的差别和误区进行探讨,提出了应加强压力容器年度检查等建议。     

法国阿海珐在芬兰安装EPR反应堆压力容器

<正>德国太阳能和氢能研究中心(ZSW)的科学家成功提高了太阳能电池发电量。斯图加特研究人员研制出最高效率达到20.3%的薄膜太阳能电池,打破了原由其保持的世界纪录。     

反应堆压力容器单体螺栓拉伸机故障分析与处理

介绍了海南核电M 310机组反应堆压力容器单体式螺栓拉伸机在大修或解体过程中出现的主要故障,通过系统分析,找出故障诱发原因,并通过针对性地采取纠正行动,消除了螺栓拉伸机故障,提高了螺栓拉伸机可靠性,确保螺栓拉伸机在压力容器开关盖关键路径上稳定运行.     

海南核电反应堆压力容器螺栓孔清洗工序优化

分析原海南核电反应堆压力容器螺栓孔清洗工序的不合理之处,通过更换新型螺栓孔清洗机来优化螺栓孔清洗的工序,节省大修主线时间,减少人员辐照剂量。     

水轮机顶盖的可靠性设计计算

顶盖是水轮机中起支撑与过流双重作用的重要部件,其刚、强度及其可靠性在一定程度上影响、甚至确定整台机组运行的安全、稳定性.但在其刚、强度设计中,目前因为大多数水力机组制造厂家仍沿用传统的安全系数法,而该方法没有把机械可靠性的理念引入到设计中,忽略了顶盖工作过程中许多不确定的因素,不能准确反映该部件工作中的可靠程度和寿命,因而,已不能满足科技发展的要求.针对水轮机顶盖的机械可靠性问题,分别运用传统机械设计方法和机械可靠性设计方法进行了计算,给出了两种计算结果的比较分析.实例计算结果表明,采用机械可靠性设计方法所得的结果更准确,更接近于水轮机的实际工作状况,保证其可靠度和寿命.     

上海自仪中标巴基斯坦核电反应堆压力容器液位测量系统

经过积极的项目跟踪，上海自仪公司日前中标巴基斯坦恰希玛二期工程项目的核电站反应堆压力客器液位测量系统，该系统是反应堆失水事故发生和事故后监测的主要工具，对核电站的安全运行起到至关重要的作用。此次中标表明，上海自仪公司已全面进入棱电反应堆压力容器液住监测系统的系统集成并能提供相关关键设备，包括系统应用设备及工程所需的设备，同时为今后自主设计的核电百万级项目填补了空白。