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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。 相似文献
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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. 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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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. 相似文献
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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。 相似文献
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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. 相似文献
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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。 相似文献
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水轮机顶盖的可靠性设计计算 总被引:1,自引:0,他引:1
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. 相似文献