INCONEL718“O”形环及其镀厚银试验研究

当初由于国内对这种“O”形环没有制造和使用经验,我们在核反应堆压力容器模拟体中进行一系列的冷、热态密封试验(容器封口直径为963mm)回顾当初的试验结果,对照实际使用情况,证明当初的反应堆压力容器模拟体密封试验结果是正确的,有相当的预示性和延伸性。     

核电站设备监造的实践与建议

本文论述了核电设备监造的必要性、监造与QC和QA的关系以及监造的工作内容，同时阐明了从核电设备监造过渡到核电工程设备监理的必然趋势以及成立专门的核电设备监造队伍和核电工程设备监理机构的必要性。     

秦山核电厂反应堆压力容器水压试验应变测量与分析

对秦山核电厂反应堆压力容器出厂水压试验测点布置作了说明,与一回路系统水压试验位移测量的主要结果作了分析对比,给出了实测载荷与主螺栓测试数据,讨论了表征密封性能的法兰转动,认为出厂水压试验此项结果有错.     

300MW核电站反应堆压力容器密封性能综合研究

概述了根据调研确定的300MW核电站反应堆压力容器密封性能综合研究的总体构思,给出了密封分析程序系统的建立与试验校核的主要研究结果,叙述了密封元件的研制和测试以及热态密封试验与热分析。据此,论述了秦山电站核容器的密封性能,提出了容器类型和密封判据等分类概念,说明了两个观点,即密封变形分析应作为客器总体应力分析的基础及瞬态密封分析中,热-接触耦合的要点在于确定螺栓温度滞后产生的螺栓载荷热增量,阐述了对密封机理的认识,最后对水压试验的热当量等作了讨论。     

秦山核电厂300MW压水堆压力壳设计

本文从反应堆压力壳的功能和要求出发,介绍了设计参数和规范、结构设计、设计特点、应力分析和质量保证等方面的内容。     

因康镍718“O”形环及其镀厚银试验研究

本文是对因康镍718“O”形环(环外镀0.15～0.22mm厚银)在核反应堆压力容器模拟体中进行热态密封试验的总结。试验证明,这种“O”形环在30C℃和140kgf/cm~2的高温高压以及升降温工况下,没有泄漏,达到核反应堆压力容器模拟体热态试验要求。     

反应堆压力容器主螺栓的选材和研究

本文叙述了秦山核电站30万千瓦反应堆压力容器主螺栓材料的选择和研制。对主螺栓用18CrNiWA钢锻件进行了全面性能研究,包括恒应变低周疲劳试验和高温应力松驰试验,使该钢种达到了核用途主螺栓材料的标准。     

核电站设备的监造

本文论述了核电站设备监造的必要性,专业性以及设备监造的相关内容。文章对核电站设备监造的组织形式进行了探讨,并要求成立专业的核电设备监造队伍。     

圆盘台架O形环许用回弹及密封特性的试验研究

本文着重探讨自紧式金属 O 形环的密封特性,并用 φ600台架专门研究不同预紧载荷下法兰分离量与压力的关系,测得 O 形环的许用回弹量,许用密封比压。比较了 GH169 和不锈钢 O 形环的密封效果。讨论了 O 形环密封的影响因素,对密封设计和分析提供了必要的数据。     

压水堆核容器的密封分析与试验

对有关 GH169管、环的冷、热态性能测试,光弹性接触应力分布,1∶4模型冷、热态试验,以及密封分析、三维瞬态热分析和程序系统、计算方法等方面的主要报告的要点作了简要说明。本文偏重于专题研究的总体构思和主要结果;最后就试验和设计作了讨论。