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工艺评定表明,1 000 Mw压水堆核电厂(CPR1000)原选用的主管道铸件Z3CN20-09M(法国牌号)不锈钢的化学成分符合RCC-M采购技术规范,但力学性能并不能完全满足压水堆核岛机械设备设计和建造规范(RCC-M)的要求.本文从金属学角度分析了Z3CN20-09M不锈钢抗蚀性特点和力学性能强化机理,确立了主管道铸件冶炼化学成份的内控标准,使CPR1000核电厂核岛主管道铸件(以下简称主管道铸件)的工艺评定在保持抗蚀性和可焊性特点前提下,各项力学性能指标均满足RCC-M标准,且有较大的裕度,离散度小,质量稳定,综合性能达到领先水平. 相似文献
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核一级承压设备疲劳分析方法 总被引:1,自引:0,他引:1
基于Miner线性累积损伤理论和雨流计数法,得到单载荷历程作用下疲劳分析的方法,并根据核一级承压设备的特点和核承压设备分析规范的要求,给出了一种适用于核一级承压设备疲劳分析的方法;结合设备实际运行情况,提出了瞬态分组组合的优化疲劳分析的方法,并给出一个案例.结果表明,瞬态分组组合使疲劳分析与设备实际运行情况更加接近,计算结果更加精确. 相似文献
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核电厂核岛主设备与其支承之间设置有一定的间隙,目的是允许主设备因反应堆冷却剂系统温度和压力的变化而引起的自由热位移和热膨胀。间隙稳定性对核电机组的安全运行有重要意义,因此在役核电机组的每个换料周期中都需对此支承间隙进行测量评估,该测量评估工作花费时间长、辐射风险高。本文分析了支承间隙构成的影响因素,并结合间隙测量历史数据及工程经验提出了间隙稳定性概念及其验收准则,确定了间隙稳定性的评价流程。结合某在运核电厂稳压器支承间隙实测数据进行验证,为缩短间隙测量周期提供依据。该方法可缩短停堆换料的周期,减少大修测量人员的辐照剂量,保证机组安全运行及提高经济性。 相似文献
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AP1000与M310堆型余热排出系统的差异分析 总被引:1,自引:0,他引:1
简要介绍了美国西屋公司推出的三代堆型AP1000中正常余热排出系统(RNS)和M310堆型余热排出系统(RRA)的设计特点;分析了余热排出系统在这2种堆型中的主要差异.通过对比这2种堆型中余热排出系统的比较,从工艺系统角度对M310堆型的RRA系统进行局部改进,提高了系统的可靠性和安全性. 相似文献
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岭澳核电二期核岛安全壳低松弛预应力钢绞线国产化研究及应用 总被引:1,自引:0,他引:1
在我国自主品牌核电技术CPR1000示范工程——岭澳核电二期建设中,稳步推进核电关键材料、设备国产化工作。以安全壳低松弛预应力钢绞线国产化为例,介绍其产品要求、研究流程、特别是试验认证。实践证明,完全国产化的预应力钢绞线满足张拉工艺要求。 相似文献