秦山核电二期工程反应堆压力容器及其寿命预计

介绍了秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)的设计思想和背景;说明了RPV产品的基本特征;按照NRC-RG1.99(Rev2)规定给出了快中子(E＞1Mev)辐照损伤计算结果;并对RPV的使用寿命进行了计算,结果表明,在堆芯核设计和燃料管理不作任何优化时,其预计寿命依然能够达到60年.     

AC—600反应堆压力容器设计探讨

本文根据 ALWR 的基本设计原则,初步分析了我国 AC-600反应堆压力容器的设计特点,探讨了保证 AC-600反应堆压力容器的可靠性应采取的主要技术措施.     

压水堆核电厂核岛主设备国产化关注点——大型锻件

以核岛RPV和SG用低合金钢大型锻件为对象，分析了其重要性、供需、成熟性，以及法国20世纪七八十年代规模化发展核电的经验，力挺以进一步深入科研、集中、标准化的做法，加速提升国产大型锻件的供货能力。     

水堆压力容器制造阶段的质量保证

本文根据核电站质量保证法规、标准要求并结合西德、日本有关厂家及国内经验,从管理角度概述了水堆压力容器制造阶段质量保证的有关法规、标准,水堆压力容器的质量要求,质量保证与制造厂应具备的条件和质量保证组织机构等,最后比较详细地叙述了制造过程中必须执行的各项管理。     

深部井巷支护研究

文章提供了在静压，动压，构造应力等影响下的岩巷支护参数设计实例，介绍了围岩监控技术和补强措施。     

大坡度下山使用耙岩机改进方案

大坡度下山使用耙岩机改进方案鹤壁矿务局二矿张敬才，原钦岭目前使用的ＺＹＰ－１７型平斜巷两用电动耙斗装岩机，仅能在小于１５°的下山中使用。坡度超过１５°时，装岩效率明显下降，以致无法使用。只好改为人工装岩，不仅单进上不去，且因窝头没有耙岩机挡着，万一发...     

先进压水堆反应堆压力容器面临的脆化问题

一、引言目前正在研究的APWR的参数和结构与目前已建和建造中的压水堆相比予计不会有重大变化,主要的变化是反应堆寿期增长,如从目前的20—40年增加到40—60年,从而要求RPV的寿期相应增加20年。RPV寿期的增长将加剧容器材料的脆化,这是APWR-RPV面临的主要问题。 RPV的寿期主要取决于容器材料的韧性。目前广泛应用的容器材料(A508-3锻件     

依靠科学管理实现岩巷快速掘进

介绍了鹤壁二矿在组织岩巷快掘进的过程中所采取的主要技术措施及科学的管理方法。     

秦山核电二期工程反应堆堆内构件流致振动综合评价

为了保证秦山核电二期工程反应堆堆内构件的结构完整性,对其流致振动行为进行了综合评价.评价内容包括理论分析、比例模型试验研究、现场实测和热态功能试验前后的全面检查.评价结果表明,秦山核电二期工程堆内构件流致振动行为完全满足安全要求.     

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。