M310改进型机组压力容器辐照监督要求及其在高温气冷堆辐照监督中的实践

本文以我国M310改进型机组压力容器辐照监督为研究对象,梳理和分析了适用于压水堆压力容器的辐照监督规范体系。对辐照监督中韧脆转变温度设计曲线、预测公式、辐照监督管与试样设置、抽取计划等技术要点进行了研究和总结。结合标准规范的要求对辐照监督数据的作用和评价方法进行了分析研究和分步演绎。然后基于压水堆辐照监督的要求和堆型特点,重点研究了石岛湾气冷堆辐照监督规范适用性和辐照温度效应的修正等审评中遇到的难点。结论如下,压水堆压力容器辐照监督法规、标准体系较为完善,基于压水堆相关标准的技术原理,结合高温气冷堆的堆芯物理参数的特点,制定高温气冷堆的辐照监督方案是一个可行的思路。     

核电厂通用老化经验报告分析与编制建议

美国核管会编制发布的通用老化经验报告是美国核电厂运行执照更新的基石文件,对指导核电厂设计、运行和延寿,包括水化学管理、在役检查等老化管理工作具有重要意义。同时国际原子能机构也组织各成员国共同开发国际通用老化经验报告,而国内尚未编制中国核电厂通用老化经验报告。本文从报告适用性、老化经验积累与反馈、老化管理和科研水平提升等方面出发,分析了编制和应用中国核电厂通用老化经验报告的必要性,并对报告的编制和应用给出了相关建议。     

应变幅对国产锻造奥氏体不锈钢环境疲劳寿命影响的试验研究

为验证模拟压水堆核电站冷却剂服役环境对国产锻造主管道用奥氏体不锈钢疲劳寿命的影响,采用高温高压循环水疲劳测试系统对从产品锻件取样加工后的标准试样进行了低周疲劳试验,分析了试验数据与美国机械工程师学会(American Society of Mechanical Engineers,ASME)规范平均/设计疲劳曲线的关系,获得了应变幅对奥氏体不锈钢环境疲劳寿命的影响规律,并初步评价了ASME规范设计疲劳曲线和环境疲劳修正系数的适合性。     

核电厂信息安全问题研究及建议

信息和网络技术在核电厂的广泛应用,给核安全带来了新的威胁与挑战。本文深入分析了核电厂的信息安全现状以及面临的主要威胁,总结归纳了IAEA和美国NRC针对核电系统信息安全的研究成果、具体措施以及法规标准,最后结合中国的实际情况分析提出了关于保障我国核电厂信息安全的若干建议,为我国进行核电厂信息安全相关的决策及政策法规研究提供借鉴。     

某核电厂管道振动验收准则的计算和超标处理

某核电厂自动卸压系统（ADS）管道在热试过程中发生了振动超预期事件。为确定该管道振动超标的原因和处理措施，参考ASME核电厂运行和维修标准及导则第3篇，通过计算确定了该管道的振动验收准则。通过比例模型试验确定了管道振动超标的根本原因，并给出了针对性的解决管道振动超标的措施，可以作为核电厂管道振动超标问题处理的参考。     

超声波端角反射测试

利用Z-scan超声仪、标准及参考试块、UItraVisiOn超声波信号采集和分析软件搭建超声波端角反射测试系统。分别对45°、60°、70°探头端角反射进行了测试分析。首先对各种探头反射回波信号进行了采集和分析比对,然后基于超声波传播定律和端角反射波型转换规律从中分离出端角反射信号并计算该信号的相对反射率。测试结果表明,45°横波探头端角反射接近全反射。纵波探头端角反射信号中杂波多于横波。     

核电厂核级高密度聚乙烯管道应用技术要求

介绍了国内外核电厂用高密度聚乙烯（PE-HD）管材的标准规范及工程应用情况。虽然PE-HD材料在核3级管道应用的案例较少，但基于PE-HD管材优异的耐腐蚀性能，其应用前景广阔；在核电工程应用中标准规范有着重要作用，美国已建立了ASME规范，法国建立了RCC-M规范，我国目前参考ASME规范开展工作，同时也开始编写相关国家规范；为保证核电厂冷却用水的可靠性和机组的安全稳定运行，在工程应用中，应从设计、制造、熔接、无损检测、在役监督、老化管理等方面进行考虑。     

熔化极脉冲焊设备及其在焊管生产中的应用前景

分析了熔化极脉冲焊接技术的工艺特点,介绍了脉冲(MIG/MAG、埋弧)焊接控制器,该控制器能在不改变钢管原有焊接系统的前提下升级为脉冲焊接系统,为钢管生产搭建一个新的技术平台。同时,通过熔化极脉冲焊接工艺在生产中的实际案例,阐明了该技术在焊管领域内的发展前景。     

压水堆控制棒驱动机构CANOPY密封焊缝服役环境与失效

综述了国际上对PWR核电站控制棒驱动机构密封焊缝(CSWs)结构、载荷、应力状态、失效分析的研究。研究认为CSWs的结构设计易造成高溶解氧服役环境,在CSWs死水区空腔存在微量氯离子污染的可能,导致较大应力腐蚀倾向。目前研究确认的失效模式有穿晶应力腐蚀(TGSCC)、沿晶应力腐蚀(IGSCC)、SCC+点蚀。计算出CSWs死水区空腔理论浓度可达230×10~(-6),分析认为溶解氧和低浓度水平的氯污染是可引起上述腐蚀的环境因素;CSWs应力腐蚀裂纹扩展模式与材料敏化、服役溶液环境、初始应变、应力状态等因素相关;点蚀可能成为应力腐蚀的起源也可发展成为独立的破坏形式。     

国内压水堆核电站设备材料应力腐蚀问题及安全管理

介绍了压水堆核电站机械设备材料 (包括奥氏体不锈钢和镍基合金) 应力腐蚀问题的国际及国内研究和工程现状,在分析国内压水堆核电站设备材料失效案例的基础上,对国内核电站设备材料应力腐蚀的预防、缓解和处理提出了建议。