秦山核电站大口径海水管道内壁防腐系统

介绍了已在秦山核电站成功实施的大口径海水管道内壁防腐中采用的水泥砂浆衬里和外加电流阴极保护的联合保护系统及其运行检修状况，并对大口径管道内壁防腐进行了研究。     

“核电站腐蚀与防护管理与技术交流会”顺利召开

为加深核电站腐蚀与防护领域交流,提升其管理和技术水平,2011年1月在浙江省海盐县顺利召开了核电站腐蚀与防护管理与技术交流会。本次会议由秦山核电有限公司(下简称秦山一期)承办,中国原子能科学研究院、上海核工程研究设计院、中国核动力研究设计院、中国科学院金属研究所国家金属腐蚀控制工程技术研究中心(下简称金属所)、苏州热工研究     

秦山核电站海水系统陆腐蚀措施及管理

介绍了秦山核电站海水系统的流程,现有的防腐蚀措施,海水系统防腐蚀管理策略以及相关的制度和程序,并对一些腐蚀难点问题做了分析。     

循环水泵泵轴断裂原因分析及对策

介绍了泰山核电公司3#循环水泵在运行过程中发生泵轴断裂事故经过以及解体检查分析情况,结果表明导致泵轴断裂的主要原因是疲劳断裂,并提出了相应的防范措施.     

轻水堆腐蚀问题学术交流会

<正> 12月3日至6日,在上海举行了“轻水堆腐蚀问题学术交流会”,这次会议是由中国腐蚀与防护学会能源工程委员会核能组组织的。参加会议的有来自13个有关单位的30余名代表。在会议开幕式上,代表们听取了上海核工程研究设计院院长曹德宏我国2000年前后核电发展形势的报告。接着,该院科技委主任王鼎铨回顾了我国四○四厂801堆在运行中遇到的腐     

秦山核电厂反应堆压力容器寿命管理

介绍了秦山核电厂反应堆压力容器(RPV)老化与寿命管理工作,通过对核电厂RPV老化与寿命管理相关法规、规范、标准和导则要求的分析,阐述了秦山核电厂RPV老化与寿命管理采用的策略以及实施工作是合适可行的.     

某核电站压力容器O形密封环泄漏原因分析

某核电站压力容器O形密封环发生泄漏。采用化学成分分析、尺寸分析、宏观分析、硬度测试、镀银层质量分析、微观分析等方法对泄漏原因进行了分析。结果表明:O形密封环与顶盖密封槽接触程度偏低,镀银层表面质量较差,降低了密封可靠性,导致O形密封环发生泄漏。     

汽动给水泵平衡盘开裂原因分析

开展宏观检查、拉伸性能试验、硬度试验和金相检验等对某核电厂汽动给水泵平衡盘发生开裂的原因进行分析。分析结果表明,堆焊层内部裂纹在冲击载荷下发生扩展,并延伸至堆焊层表面。从焊缝内部裂纹的形貌和位置来看,为典型的焊接热裂纹。