核电站一回路主管道的安装焊接

本文是通过方家山主管道安装焊接的施工设计的体会。论述了秦山核电一期扩建方家山工程100万千瓦级反应堆冷却剂管道（主管道）的安装、焊接技术要点，对主管道的安装顺序、通过焊接工艺达到对焊接变形的控制等方面给予了详细的阐述，并对将要应用在主管道现场管道中的全方位热丝TIG焊技术作了介绍和展望，对核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接的质量控制具有实际借鉴作用。     

大亚湾核电站压水堆冷却剂管道安装

简要介绍了大亚湾核电站反应堆冷却剂管道的安装程序，冷却剂管道的预制、就位调整、对口焊接和检验，以及系统试压、管道保温层安装等工作。     

基于P89C669的反应堆样品照射控制装置设计

介绍反应堆中子活化自动辐照检测系统的设计和实现过程.系统采用PHILIPS公司具有ISP功能的单片机P89C669作为控制核心,通过气动传输装置控制样品进入反应堆和离开反应堆.安装在反应堆堆口处的光电传感器检测管道内的样品,精确控制样品的辐照时间和计算样品的冷却时间,并通过串行接口实现与计算机的通讯,实时向计算机传输样品辐照的信息,单片机驱动液晶显示器完成辐照时间、冷却时间的动态数据显示.     

核岛主要设备安装

核岛主要设备安装是核电站建设工程的关键项目.本文概要介绍安装技术准备,描述环行吊车、反应堆压力壳、堆内构件、蒸汽发生器、反应堆冷却泵、稳压器、反应堆冷却管道的安装焊接程序。推荐安装质量要求及允许偏差,供参考.     

反应堆主设备安装工艺及专用工具的设计研究

通过对国内外反应堆主设备吊运安装技术特点、主设备安装要求、反应堆厂房布置的研究,借鉴以往主设备安装工艺的优化与改进经验,确定一套适用于M310堆型的反应堆主设备安装工艺,并研制出满足实际工程建设所需的主设备安装专用工具.     

核岛安装专业化运作管理

核岛安装作为核电站工程建设中的重要一环,肩负着反应堆一回路主设备安装、核岛内管道安装以及相关程序审查等重要任务。然而,随着核岛安装施工管理由单项目管理向多项目管理的转变,核岛安装专业管理、技术人员匮乏的问题越来越突出,并成为制约核岛安装工作成功的关键因素之一。本文通过对单项目、单基地核岛安装管理模式的分析,结合当前核电建设多项目、多基地同时开展的实际形势,立足核岛安装管理的实践经验,提出了一整套核岛安装新型管理模式。     

秦山三期工程一主管段安装问题的处理

秦山三期核电站在工程建造期间,1号机组反应堆主热传输(PHT)管道的一个管段的安装偏离了原设计,本文对这一事件发生的原因以及最终采取的焊接修复措施进行了分析和总结.     

反应堆重水系统管道安装

介绍了反应堆重水系统管道安装的特点及主要安装步骤.结合系统设计、设备供应和现场管理等实际工作情况,分析了影响管道安装质量和进度的主要问题并提出以下解决办法:①以书面形式确定设计工作的接口划分并严格执行,使设计接口协调一致;②充分、彻底地做好设计审查、技术交底等安装准备工作;③系统设计应考虑系统冲洗、各试验检验项目、在役检查和设备维修的综合要求;④建立完善的文件发布和分发系统,按照最新的文件分发清单分发文件;⑤制定详尽的物项采购计划;⑥在物项采购合同中,应对采购物项的技术要求和质量保证要求作出规定;⑦在物项加工过程中,采用要求供方提供有关质量的客观证据、在供方驻厂监造、外部质保监查以及交货检验等措施对所购物项的质量进行控制;⑧制定一系列项目管理程序,明确职责分工、联络渠道等内容.     

辅助系统管道振动控制与试验研究

在主泵激励下,反应堆一回路辅助系统管道存在振动过大问题,而振动传递到安装基础会带来严重的安全隐患。为解决该问题,需要开展辅助系统管道振动控制研究。首先建立辅助系统管道的有限元模型,使用优化算法对管道吊架的位置进行优化,然后采用试验方法,对优化前后吊架固定端的振动进行讨论分析,在此基础上,通过加装动力减振器(DVA)的方式进一步降低通过吊架传递到基础上的振动,最终得到管道振动控制优化方案,为后续的减振优化设计提供借鉴。     

反应堆管道系统水锤现象不利影响及防治措施研究进展

在核电反应堆及研究型反应堆系统中,水锤是一种较为常见的现象.反应堆循环水供水系统、蒸汽系统及其他辅助系统(如热阱)和水力测功系统等都曾发生过多起水锤现象.水锤现象往往伴随很响的锤击声,轻则引起相邻管道振动,重则导致结构性缺陷,造成管网漏液甚至供给中断,时刻威胁反应堆运行安全.本文调研了国内外水锤现象的研究现状及进展,重...     

北京谱仪Ⅲ内冷却液用聚氨酯管的耐辐射性能研究

北京谱仪（BESⅢ）工作环境内存在以γ和中子为主的辐射,聚氨酯管作为BESⅢ束流管及加速器SCQ（超导四极铁）真空盒的冷却液导管,在BESⅢ工作环境下的耐辐射老化性能至关重要。本工作模拟聚氨酯管在BESⅢ环境内使用10a所接受的剂量,对聚酯型聚氨酯管和聚醚型聚氨酯管进行γ辐射和中子辐射。采用耐压测试、傅里叶红外光谱分析和热分析方法,研究辐射前后两种聚氨酯管的性能。对比结果表明,聚酯型聚氨酯管的耐辐射性能以及热稳定性好于聚醚型聚氨酯管,在接受γ辐射和中子辐射后,聚酯型聚氨酯管正常耐压强度基本未变,但聚醚型聚氨酯管在接受中子辐射后产生老化断裂。     

秦山核电二期扩建工程不锈钢厚壁管的焊接施工技术

从焊前准备、产品焊接以及焊接过程中焊接应力、焊接变形的控制等方面,系统地介绍了秦山核电二期扩建工程不锈钢厚壁管的焊接技术。针对安装过程中出现的各类影响焊接质量的主要因素进行了系统的分析,提出解决焊接变形、错边变形、加工坡口不均匀等质量问题的办法,采用合理的焊接顺序、焊接见证件管理技术及模拟焊接技术和局部挖补促进应力分布,可有效保证焊接质量,从而更好地促进厚壁管焊接技术的发展。     

Flow-induced vibrations in closed side branch pipes and their attenuation methods

Some problems due to flow-induced vibrations related to closed side branch pipes have been observed in thermal and nuclear power plants. Fluctuating pressure generated in the main pipes was unusually, acoustically excited in closed side branch pipes, and intense vibrations were caused at pipes and components. For example, flow-excited acoustic resonance in closed side branches of stub pipes of safety relief valves caused the failure of steam dryers in the United States Quad City Unit 2 nuclear power plant. Furthermore, there was a possibility that residual air or gas in a closed side branch pipe unexpectedly caused severe vibrations of low frequency in the feed water piping system. We have investigated the root cause and influence of air on severe vibrations. Intense fluctuating pressure was often caused by water hammer due to valve closure and it became larger in the closed side branch pipes. We showed that an additional side branch with an orifice was very effective to suppress the flow-induced acoustic resonance. Design methods of the orifice to attenuate fluctuating pressure generated by water hammer were presented considering Mach number, the pressure loss coefficient of orifice and the intensity of particle velocity. Moreover, suitability of the characteristic curve method was confirmed for evaluation of the attenuation effect of an orifice on fluctuating pressure generated by water hammer. Finally, we considered some flow-induced vibration problems related to closed side branch pipes and their attenuation methods.     

辐照条件下高温锂热管不凝性气体产生特性研究

在新型热管冷却反应堆中,高温金属热管会受到持续的中子辐照。锂在热中子区的中子反应微观截面很大,会产生一定量的氦气,氦气作为不凝性气体将影响高温热管的正常运行。本文分析了堆内中子辐照条件对高温锂金属热管中不凝性气体产生特性的影响。首先对稳态标准算例进行了产氦量分析,并转换得到了不凝性气体体积份额。此外,得到了不凝性气体产量随热管充液量、金属锂富集度、中子通量密度、热管工作温度等因素的变化关系。不凝性气体产量随热管充液量、锂富集度的增大而增加。控制转鼓位于不同角度时,中子通量密度改变有限,对产氦量影响不大,由于高温锂热管工作温度很高,高温下中子反应微观截面差距很小,因此热管工作温度对产氦量影响也有限。本研究可为热管冷却反应堆内高温锂热管中锂富集度设计提供借鉴。     

Simplified analysis of shrinkage in pipe to pipe butt welds

Generally some shrinkage is typical of butt welding of pipes. Shrinkage due to butt welding could be more pronounced and significant in thin wall stainless steel pipes because the thermal expansion coefficient is roughly one and half times that of carbon steel. An axisymmetric finite element evaluation of hoop shrinkage associated with circumferential butt welds in thin wall stainless steel pipes was performed. Actual shrinkage data for a larger (24 in. diameter, 0.375 in. wall thickness) pipe and a smaller (4 in. diameter, 0.237 in. wall thickness) pipe were utilized. The results indicate that very localized residual stresses in excess of yield strength produced during cooldown of metal in the weld and heat affected zones cause redistribution of the stresses. A simplified elastic–plastic analysis approach was developed with adjustments for section modulus and Poisson’s ratio, and the strains due to radial shrinkage were calculated for inside and outside surfaces of the pipe at the weld center line. From the strain point of view, the strain values in the circumferential direction were about 1.4% for the larger size pipe and 3.4% for the smaller size pipe. The strain values in the axial direction were 2.5% for the larger pipe and 5.9% for the smaller pipe. It is concluded that these levels of strains are not detrimental in nature. However, for the smaller pipe they are on the high side and it is recommended not to use the pipe for elevated temperature service. Residual stresses were also calculated for inside and outside surfaces of the pipe at weld center line using a simplified elastic–plastic approach and a bilinear stress–strain curve and compared with published data indicating a general agreement.     

核电厂安装期间重要物项无损检测复检组织与实施

核电厂设备制造和现场安装期间,焊接质量与机组安全性和经济性紧密相关。为有效预防由管材、焊材和焊接工艺造成的共模缺陷带入运行阶段,秦山二期扩建工程在建安期间率先开展了重要物项无损检测复检工作。从复检重要性出发,介绍了复检对象筛选原则和工作组织过程,阐述了核岛重要焊缝（核辅助系统管道焊缝和水池不锈钢覆面焊缝）和常规岛重要设备（导致停堆停机或影响机组热效率）的复检范围、方法与优化原则,总结了复检结果和良好实践。     

垂直管内气液两相逆流极限管径效应实验

在压水堆安全性分析中,需准确预测气液逆流极限(CCFL)工况下两相流动关系。本文采用水下淹没排气的实验方法,对相同管长不同管径垂直管的CCFL特性进行可视化实验,并对垂直管CCFL关联式模型进行分析,主要结论有:①在CCFL工况下垂直管内流型为环状流动;表观气速较大时,大管径管内液膜呈搅拌状,小管径管内液膜呈波动状;随表观气速减小,均转为液面光滑的自由降膜流动;②Wallis数模型过度关联了管径变化对垂直管CCFL特性的影响;Kutateladze数和Froude-Ohnesorge数模型也不能良好关联垂直管CCFL特性的管径效应;③提出了新的CCFL无量纲参数和相应的实验关联式,由此可使垂直管CCFL特性的管径效应得以统一表征,还可以关联物性参数变化的影响。     

空间堆热管输热能力分析

为保证空间堆的传热安全,空间堆热管必须工作在各种传热极限以下,并能满足避免单点失效的安全要求。本文建立了空间堆热管黏性极限、声速极限、携带极限、沸腾极限和毛细极限5种传热极限计算方法,并改进了毛细极限计算模型。利用建立的方法计算了分段式热电偶转换的热管冷却空间堆电源系统堆芯锂热管、辐射散热器钾热管和碱金属热电转换的空间堆电源系统堆芯钠热管的传热极限。结果表明,空间堆用锂热管和钠热管的毛细极限分别为25.21kW和14.69kW,钾热管的声速极限为7.88kW,其传热设计冗余量分别大于19.4%、23.6%和43.2%。空间堆堆芯热管在正常运行时限制其热量输出的传热极限为毛细极限,而限制散热器钾热管正常运行时热量输出的传热极限为声速极限。     

Ductile fracture behavior of circumferentially cracked type 304 stainless steel piping under bending load

A ductile pipe fracture test program has been conducted in Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI) to investigate the ductile fracture behavior of circumferentially cracked pipes and to demonstrate the validity of the leak before break concept in LWR pipings.In the paper are described the scope of the pipe test program and current test results for 6-inch diameter type 304 stainless steel pipes. Test pipes with a through-wall or a part-through crack in the circumferential direction were bent under low or high compliance condition, and stable or unstable pipe fracture behavior was investigated. J based tearing instability criterion and the net section collapse criterion are compared with the pipe test results, and the validity of these fracture criteria is discussed. Furthermore, geometries of acceptable flaws in pipes are evaluated considering the leak before break condition.     

竖直向下大、小支管气相夹带起始可视化研究

已有气相夹带起始模型均是基于竖直向下的小支管夹带所得到的,用于分析大支管气相夹带时并不适用。本文基于可视化实验,对竖直向下的大、小尺寸T型管的气相夹带起始点进行对比研究。选择与主管道直径比为0.625和0.1的大、小支管,并采用有机玻璃作为实验管道材料,空气和水为实验工质。其实验现象表明：大、小支管夹带起始均有漩涡,且漩涡现象大致相同,但在大支管条件下会出现气室,夹带气体进入支管后也会在气室下翻腾,且在相同液相折算速度下,大支管夹带起始液位会高于小支管。