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。     

核安全审评中对某核电厂稳压器的模态分析

以稳压器模态分析校核为例,校核设计者的计算结果,为核安全审评提供依据。使用3种ANSYS单元对稳压器进行模态分析,比较结果的差异并作出总结。     

核电厂小尺寸阀门内壁新型冲蚀减缓技术的研发应用

以WCB钢为基材,采用国产化小型超音速火焰喷涂(HVOF)设备喷涂Ni60镍基合金涂层.通过扫描电子显微镜(SEM)及能谱仪(EDS)分析、显微硬度计测试、拉伸试验、磨粒磨损试验和冲蚀磨损试验,考察了Ni60涂层的组织形貌、微观结构、孔隙率、显微硬度、结合强度、耐磨粒磨损性能和耐冲蚀磨损性能,并对实际小尺寸疏水阀门内壁进行喷涂,分析该工艺的实际可行性.结果表明,所制备的Ni60涂层的孔隙率为(0.27±0.04)％,显微硬度为843 HV(载荷300 g),界面结合强度高达200 MPa以上.该涂层主要由弥散分布着碳化物等硬质相的Ni基固溶体组成,具有比WCB基材更优良的耐磨粒磨损和耐冲蚀性能,其冲蚀失效形式主要为犁沟加塑形变形.小尺寸阀门内壁经喷涂后,表面涂层质量及配合性均符合要求.     

堆芯跌落事故下水力缓冲性能分析研究

对采用“水力缓冲+机械缓冲”技术的反应堆堆内构件二次支承结构缓冲性能进行分析，研究假想堆芯跌落事故（吊篮断裂）下反应堆堆内构件二次支承结构对吊篮组件的水力缓冲作用机理。基于Fluent动网格技术对吊篮组件跌落过程进行数值模拟，分析不同竖直间隙、冷却剂温度及初始流速下吊篮组件跌落过程的运动规律；基于LS-DYNA非线性动力分析程序分析跌落末端的冲击过程，研究二次支承结构水力缓冲作用效果。分析显示，堆芯跌落事故下，水力缓冲可以吸收缓解大部分跌落冲击能量，与传统缓冲结构相比，缓冲效果更佳，确保了反应堆压力容器（RPV）的结构完整性和堆芯稳定性。      

LBB管道裂纹泄漏率计算软件PICLES验证研究

管道裂纹泄漏率计算是破前漏（LBB）分析中的关键技术，采用与有效软件进行对比和与实验结果进行对比的方式，对国内自主研发的泄漏率计算软件PICLES进行验证研究。与已有成熟工程应用的国际同类软件（PICEP和SI-PICEP）对比，PICLES与其计算结果相差较小；与管道裂纹泄漏率实验结果对比，PICLES计算出的泄漏率与其相差?80.23%~?43.79%，PICLES计算的泄漏裂纹长度与实测裂纹长度相差21.84%~79.07%，说明将PICLES用于过冷水管道LBB分析具有较高的保守性。因此，PICLES可用于实际工程中的LBB分析。      

秦山核电厂运行许可证延续安全审评经验分析

为开展秦山核电厂运行许可证延续（OLE）申请的核安全审评，采用文件审查和现场踏勘的方式，依据《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策（试行）》，并参考美国执照更新（LR）的法规和标准等技术文件，针对老化管理审查（AMR）的筛选、AMR的结果、时限老化分析（TLAA）、安全分析报告增补、老化管理大纲（AMP）等方面开展了深入的研究，形成了相应的审评技术见解和审评经验，为秦山核电厂OLE申请的行政批复提供了重要支撑，为后续核电厂的OLE申请和安全审评提供了重要参考。     

CRDM移动衔铁释放临界电流超差处理方法研究

国内某制造厂承制的压水堆核电站控制棒驱动机构出现移动衔铁释放临界电流超差的不符合项,通过多种因素排查过程分析可能产生此不符合项的原因,并给出结论及处理方法,从中总结目前控制棒驱动机构国产化过程中存在的问题。     

反应堆压力容器上部堆内支承构件的流致振动分析

核电厂运行工况下,反应堆压力容器(RPV)上部堆内支承构件处在一个高速的横向流流场中。在横向流作用下,RPV上部堆内支承构件产生明显的振动。这类振动行为体现在涡旋导致的结构振动和流弹不稳定。研究RPV上部堆内支承构件在横向流作用下的振动行为特性,并根据ASME规范对其进行流致振动分析评定。研究结果表明:特定结构在冷启堆或冷停堆时更容易产生流致振动,而非在满功率运行工况下。     

基于主曲线法的核电主管道材料断裂韧性研究

核电工程的防脆断设计和在役缺陷评价主要应用线弹性断裂力学，并基于材料断裂韧性进行评价。材料断裂韧性需通过试验测定，首先采用落锤试验和V型缺口冲击试验共同确定参考温度，或采用主曲线法确定参考温度，然后将参考温度和材料温度作为变量建立关系式描述材料的断裂韧性。主曲线法能通过较少的试样试验得到材料的断裂韧性，并具有较高的置信度，因此在工程中已得到越来越多的应用。文中采用ASTM E1921标准，应用主曲线法测量了某核电厂主管道材料的参考温度，确定了材料的断裂韧性，并与ASME第Ⅺ卷附录G中的断裂韧性进行比较。结果表明，采用主曲线法得到的材料断裂韧性更高，工程应用中减少了保守裕度，提高了经济性。     

核安全设备重大不符合项典型案例分析与核安全审评关注点

本文通过对近几年核安全设备重大不符合项典型案例的分析,总结了重大不符合项核安全审评的关注重点,包括根本原因分析、缺陷的定性/定量、模拟试验、缺陷处理方案、规范标准符合性和后续跟踪监督检查等要点,为后续不符合项的处理和审评提供了经验和建议.