标准导读

NB/T20005.2—2012《压水堆核电厂用碳钢和低合金钢第2部分:2、3级热交换器管板锻件》。本部分规定了压水堆核电厂2、3级热交换器用20、16Mn碳钢和低合金钢管板锻件的制造、化学成分、力学性能、试验方法、检验规则等技术要求。本部分适用于压水堆核电厂2、3级热交换器管板用厚度为     

标准导读

正NB/T20142-2012《压水堆核电厂一回路系统及设备化学去污》。本标准规定了压水堆核电厂一回路系统及设备化学去污的去污剂、去污方法、去污实施、效果评估等方面的技术要求。本标准适用于压水堆核电厂一回路系统及设备表面在线或离线化学去污,其他系统或设备表面的放射性污染去除,亦可参照执行。定价:30.00元NB/T 20001—2013《压水堆核电厂核岛机械设备制造规范》。本标准给出了GB/T16702规定范围内的压水堆核电厂核岛机械设备制造过程中的标识、切割和不作焊补的修     

AP1000蒸汽发生器锻件制造的难点

AP1000蒸汽发生器是核岛关键设备,其制造要求严格。文章简要介绍了蒸汽发生器主体结构和材料,重点介绍了管板、锥形筒体和水室封头锻件的制造难点,并通过三门核电站1号机组和海阳核电站1号机组蒸汽发生器锻件的制造实践,指出在制造过程中需要引起关注的地方,总结了一些制造过程中发生的问题,提出了AP1000蒸汽发生器锻件国产化过程中的建议性措施。     

法国克勒佐-卢瓦尔公司为印度制造核部件

【法国《核电》1984年5月16日报道】克勒佐重型铸锻工厂收到了来自印度原子能部的7,500万法郎的订货,即为Candu型核电站提供制造24台蒸汽发生器用的锻件。重型铸锻工厂将生产蒸汽发生器封头、     

百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器汽水分离装置热态验证试验

对百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器汽水分离装置水-空气冷态试验确定的最佳结构进行了实际核电厂运行参数条件下的水-蒸汽热态验证试验,与国外先进结构汽水分离装置试验体在热态试验条件下的性能进行了对比.结果表明,在正常运行条件下,研制的汽水分离装置试验体出口蒸汽湿度(上携带)为0.0021%,远小于百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器设计规定的0.1%的湿度指标,其在恶劣工作条件下的汽水分离性能仍满足设计要求,并优于国外先进结构汽水分离装置试验体.     

A508-3钢及其焊接材料与工艺研究

介绍了压水堆核电站反应堆压力容器用A508-3钢及其配套焊接材料与工艺的研究情况。首先介绍了研究内容,包括6项母材物理参数测定、10项验收考核性能要求、21项测试及11项研究项目;其次概述了600MWe压水堆核电站反应堆压力容器堆芯简体及蒸汽发生器管板等壁厚模拟产品的制造;第三以八个表格形式给出了母材锻件、焊缝、热影响 区及堆焊层金属的验收要求以及对两个模拟产品的实测性能数据,同时给出了母材、焊缝及热影响区金属的快中子辐照试验结果;最后给出了评价.A508-3锻件的生产、两个模拟产品的制造及实测性能数据表明,我国掌握了压水堆核电厂核岛主设备母材与焊材的生产、焊接、堆焊工艺及无损检测等关键制造技术,核岛主要设备可以实现国产化。     

A508-3钢及其焊接材料与工艺研究

介绍了压水堆核电站反应堆压力容器用A508-3钢及其配套焊接材料与工艺的研究情况。首先介绍了研究内容,包括6项母材物理参数测定、10项验收考核性能要求、21项测试及11项研究项目;其次概述了600MWe压水堆核电站反应堆压力容器堆芯筒体及蒸汽发生器管板等壁厚模拟产品的制造;第三以八个表格形式给出了母材锻件、焊缝、热影响区及堆焊层金属的验收要求以及对两个模拟产品的实测性能数据,同时给出了母材、焊缝及热影响区金属的快中子辐照试验结果;最后给出了评价。A508-3锻件的生产、两个模拟产品的制造及实测性能数据表明,我国掌握了压水堆核电厂核岛主设备母材与焊材的生产、焊接、堆焊工艺及无损检测等关键制造技术,核岛主要设备可以实现国产化。     

我国核电厂反应堆压力容器堆芯区用锻件标准的差异分析和融合建议

文章调研了国外关于核1级设备所用的16MND5(RCC-M)和SA-508Gr.3 Cl.1(ASME)两种材料标准的对比研究工作情况,梳理分析了我国现有的关于压水堆核电厂反应堆压力容器堆芯区用Mn-Ni-Mo锻件的两份标准NB/T 20006.1和NB/T 20006.36之间存在的具体技术差异,为标准融合提出了可行方案。     

蒸汽发生器下封头/主泵连接处流动特性试验研究

在先进压水堆核电站的设计中将蒸汽发生器和主泵直接连接,取消了蒸汽发生器和主泵之间过渡段,并在蒸汽发生器下封头出口腔室设置了改进的出口挡板,使蒸汽发生器出口接管的流场变得十分复杂.因此对蒸汽发生器下封头/主泵连接处的流动特性进行了试验研究,进行了无挡板的风洞试验和有挡板的水回路试验.研究表明采用自行设计的出口挡板可以消除出口接管的轴向回流,使出口流场均匀.     

主蒸汽管道破裂叠加蒸汽发生器传热管破裂事件树分析

用事件树分析方法对压水堆核电厂主蒸汽管道破裂诱发的蒸汽发生器传热管断裂进行了事故序列分析 ,找出了引起堆芯裸露的支配性事故序列。结果表明 ,由主蒸汽管道破裂诱发的蒸汽发生器传热管断裂导致堆芯裸露的频率为1 04×10-6/堆·年     

小型压水堆严重事故下一回路承压管道蠕变预测分析模型开发

一回路承压管道蠕变是压水堆核电厂严重事故重要现象之一。针对小型压水堆,本文基于SCDAP/RELAP5程序开发了严重事故分析模型,利用实验拟合方法得到了一回路主管道(SA321)、自然循环式蒸汽发生器传热管(00Cr25Ni35Al Ti)两种材料蠕变预测分析模型,改进了SCDAP/RELAP5程序蠕变预测分析功能模块,并通过假想事故序列验证了SA321、00Cr25Ni35Al Ti蠕变预测分析模型的合理性。为后续开展小型压水堆严重事故下一回路承压管道蠕变规律研究提供基础参考。     

小型压水堆核电厂蒸汽排放控制系统仿真研究

小型压水堆核电厂通常采用结构紧凑的直流蒸汽发生器,在甩负荷工况下,其蒸汽压力急剧升高。为防止蒸汽压力过高对设备造成损坏,本文在建立小型压水堆一、二回路设备模型以及控制系统的基础上,分别基于压力模式、温度-压力和功率-压力模式设计蒸汽排放控制系统,并在甩负荷工况下开展小型压水堆系统的仿真研究。结果表明,在甩负荷工况下,与压力模式相比,温度-压力和功率-压力模式能够有效减小蒸汽压力的超调量。     

百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器干燥器冷态试验研究

介绍了百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器(SG)干燥器水-空气冷态选型试验概况.冷态试验选定的最佳结构干燥器的分离元件采用双钩波形板,从干燥器的入口到出口波形板疏水沟宽度逐渐减小;干燥器入口安装非均匀开孔均气多孔板,孔径自下而上减小.试验表明,该干燥器具有很高的临界速度.     

EJ/T 884-94浅析

1EJ／T88494与EJ／T1041－1996的差异因疗884一队《压水堆蒸汽发生器传热管在投检查的要求》中的基本检查和取样检查，是根据美国核管会管理导则1．83编制的，追加检查由于管理导则1．83与HAF0302《核电厂在投检查》中关于追加检查的要求不一致，所以，追加检查是根据HAF0302中的附录互编制的；检查间隔时间是根据HAF0302附录互和管理导则1．83编制的；检查结论与补救措施是根据管理导则1．朋编制的。EJ／T1041－1996K压水堆核电厂核岛机械设备在投检查规则》中的《．3．3蒸汽发生器传热管涡流检验及其表4，主要参考法国RSEM4压水…     

阿海珐将一种新型燃料清洁技术投入商业应用

阿海珐集团（Areva）2007年7月5日宣布，用于制造美国第一座美国渐进型压水反应堆（US EPR）蒸汽发生器管板的首批锻件已从日本运抵法国Chalon—St Marcel厂。     

AP1000核岛主设备用SA508-3钢锻件的监造

ASME SA508-3钢具有优越的可焊性、较好的抗中子辐照脆化性能和非常好的断裂韧性以及冲击韧性,因此被广泛应用于压水堆核电站核岛压力容器的制造中。AP1000三代核电机组的一些主设备,如反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器的全部大锻件及一些重要部件均采用了这一钢种。通过对SA508-3钢锻件制造过程中的技术要点的分析,指出了该钢种的锻件在制造过程中的质量关注重点,提出了对该钢种锻件实施监造过程中的监督方法和监督重点。     

核行业标准出版消息

标准号标准名称价格（元）EJ／T１６８—２００１核设备用不锈钢锻件１４．００EJ／T３１６—２００１压水堆核电厂厂内辐射分区设计准则２０．００EJ／T５３１—２００１核电厂安全级阀门驱动装置的鉴定４０．００EJ／T６２９—２００１压水堆燃料组件机械设计和评价１３．００EJ／T７０７—２００１核电厂固定式区域γ辐射剂量率监测设备的设计、布置及使用准则９．００EJ／T７４５—２００１轻水堆核燃料衰变热功率的计算３９．００EJ／T１１０８—２００１密封箱室设计原则３４．００EJ／T１１２７—２００１核电厂厂址选择基…     

镍基合金定位格架制造

叙述了压水堆核电厂用燃料棒的定位格架制造工艺、成品检验和质量控制。定位格架镍基合金薄带经冲制、组装、点焊、钎焊、时效检验等工序而制成。介绍了选用的设备、工艺规范、检验项目及所用仪器。     

镍基合金定位格架制造

叙述了压水堆核电厂用燃料棒的定位格架制造工艺、成品检验和质量控制。定位格架镍基合金薄带经冲制、组装、点焊、钎焊、时效检验等工序而制成。介绍了选用的设备、工艺规范,检验项目及所用仪器。     

核电厂“半环”运行工况一回路事故进程研究

压水堆核电厂"半环"运行时丧失余热排出系统的事故后果非常严重.为研究该事故进程,本工作以300 MW级压水堆核电厂为研究对象,对"半环"运行工况下丧失余热排出系统的事故进程进行研究.分析发现,主泵检修和蒸汽发生器人孔打开工况易因丧失冷却剂而使堆芯裸露,堆芯温度迅速升高,并引发熔堆的事故风险.而当一回路系统闭口时,系统压力将升高很快,存在系统超压风险.