控制切割反应堆压力容器

【英国《国际核工程》 1 997年 9月报道】　英国机器人技术公司 (UK Robotics)先进的远程操作控制系统 (ATC)是目前延伸最长的远程作业中的一个关键部件。它从特劳斯菲尼德反应堆压力容器底座移出了直径 1 6 5 mm、厚 90 mm碳锰钢样品 ,以确定容器焊接的材料特性。英国镁诺克斯电气公司正在使用一组机械手从 1 993年关闭的特劳斯菲尼德电厂反应堆压力容器中穿墙取样 ,这些样品将用于确定焊缝中子脆化效应 ,并帮助确定其余 1 2座正在运行的镁诺克斯反应堆的寿期。由通用电气 -阿尔斯通公司 (GEC Al-sthom)的希灵 (Schilling)机器人系统…     

俄罗斯首次完成工业规模LWGR反应堆的退役

<正>【欧洲核学会核新闻网(Nuc Net)2015年9月28日报道】俄罗斯国家原子能集团公司(Rosatom)近日在一份声明中表示,已首次完成工业规模轻水冷却石墨慢化反应堆(LWGR)的退役。这是一座位于西伯利亚(Siberia)托木斯克-7(Tomsk-7)禁区的El-2反应堆。该堆1958年投运,是俄第一台工业规模的核电机     

反应堆压力容器用大型低合金钢锻件评定技术

为固化核电反应堆压力容器(RPV)用大型低合金钢锻件的全流程制造工艺和关键工艺参数,基于RCC-M M140规范要求,提出一整套评定技术方案。该技术方案可对RPV低合金钢锻件化学成分、机械性能、金相组织的均匀性进行全面验证,已在RPV用低合金钢锻件制造过程中成功应用。     

现代大型反应堆压力容器材料的研制与发展

开展本项研究的目的是为了改进我国大型反应堆压力容器材料的内在质量、综合性能和安全裕度,以满足反应堆压力容器大型化、整体化、长寿化对其结构材料的特殊要求.阐述了现代大型反应堆压力容器结构、功能、使用条件、制造工艺特点及其对材料的特殊要求及国内外现代大型反应堆压力容器材料的研制与发展,重点总结了国内外反应堆压力容器材料应用...     

美瞬态反应堆实验设施成功完成首次核燃料试验

正【美国爱达荷国家实验室网站2018年9月18日报道】美国能源部(DOE)爱达荷国家实验室(INL)近日宣布,瞬态反应堆实验设施(TREAT)已完成恢复运行后的首次燃料试验。TREAT是一座结构简单、自约束的气冷反应堆,稳态运行功率为100 kWt,峰值瞬态功率可达19 GWt。利用该设施,可在假定的反应堆极端事故工况下对燃料组件进行实时监测,研究人员因此能够为反应堆中的燃料和材料设定     

反应堆压力容器专利技术分析

本文基于对中国专利文献库和世界其他国家专利文献库的检索,对反应堆压力容器的相关专利技术作出了初步分析。分析结果能为反应堆压力容器的设计提供有效的建议和参考,进而能为核电站的安全设计提供适当的依据。     

反应堆压力容器辐照监督

介绍了秦山第二核电厂600 MW压水堆机组的辐照监督计划,对监督、试验、评价方法以及超前因子偏大的原因进行了分析讨论.根据辐照监督数据评价了秦山第二核电厂反应堆压力容器辐照脆化效应.     

美国杜克公司计划更换奥科尼反应堆压力容器封头

【美国《核子周刊》2001年4月26日报道】 杜克电力公司(Duke)说,它决定更换奥科尼全部3台机组的反应堆压力容器封头,估计该项目仅设备就需2000万美元。 由于贯穿裂缝,法国电力公司已经进行了一次更换其所有压力容器封头的工作,而Duke是美国采取此举的第一个电力公司。这项工作将在2003～2004年计划停堆更换蒸汽发生器时进行。该公司最近已投入2000多万美元,用于修理奥科尼2台机组的几个封头的贯穿裂缝,并准备在2号机组将要进行的换料停堆期间做一次检查和可能的修理。 Duke的发言人强调说,贯穿裂缝造成的泄漏并不是严重到对“可靠性状况”…     

美国15座反应堆的压力容器因辐射而脆化

【美国《国际先驱论坛报》1993年4月3—4日报道】美国核管理委员会工作人员发现他的国家的15座反应堆压力容器因辐射而脆化,必须对它们进行详细的分析,以便确定是否仍然安全。核管理委员会的工作人员发现全国111座反应堆压力容器中有七分之一存在不同程度的脆化问题,这表明反应堆压力容器的老化速度远比制造者们预料的要快,必须竭尽     

美国拆除圣奥诺弗雷1号机组的反应堆压力容器

【美国《核新闻》2003年1月刊报道】2002年秋,美国圣奥诺弗雷1号机组的反应堆压力容器已被拆除。10月12日,该压力容器在4个小时内被起重机吊离安全壳,放置在运输容器中。该压力容器将被运往南卡罗来纳州的巴恩韦尔处置场。该机组的3台蒸汽发生器、稳压器和压力容器封头也在随后的几周内被陆续拆除。 圣奥诺弗雷核电厂位于太平洋沿岸,在洛杉矶和圣地亚哥中间,由南卡罗来纳爱迪生公司(SCE)负责运营。该场区还有另外2台于20世纪80年代投入运营的1000 MW机组(2号和3号机组)。 圣奥诺弗雷1号机组的建造筹备工作始于1964年,1968年元旦投入运营,1…     

秦山核电厂反应堆压力容器寿命管理

介绍了秦山核电厂反应堆压力容器(RPV)老化与寿命管理工作,通过对核电厂RPV老化与寿命管理相关法规、规范、标准和导则要求的分析,阐述了秦山核电厂RPV老化与寿命管理采用的策略以及实施工作是合适可行的.     

反应堆压力容器液位监测系统

反应堆压力容器液位监测系统（ＲＶＬＭＳ）是压水堆核电站必备的测量设备。本文介绍了系统的功能，组成、原理、运行和特点，特别是其信号处理部分和系统的测量原理。本系统借鉴阵外经验，已实际应用于Ｐ３００工程设计中。     

反应堆压力容器强度可靠性分析

应用ANSYS有限元程序,采用蒙特卡洛法中的直接抽样法和拉丁方抽样法、响应面法中的中心指数设计抽样法和Box-Behnken矩阵抽样法完成反应堆压力容器强度可靠性分析,给出指定输入条件下压力容器强度的可靠度。结果表明,对压力容器母材可靠度的影响程度由大到小依次为内压、母材许用应力和母材弹性模量;对主螺栓可靠度的影响程度由大到小依次为螺栓材料许用应力、螺栓预紧力和内压。     

反应堆压力容器支承环安装

叙述了大亚湾核电站1号和2号机组反应堆压力容器支承环的安装实践,包括安装先决条件、起吊运输、组装、就位、二次灌浆、检查和文件。介绍了1号机组发生的不符合     

反应堆压力容器旧顶盖处置

大亚湾核电站分别在2003年3月和2004年11月实施了反应堆压力容器顶盖更换.本文介绍了大亚湾核电站反应堆旧顶盖处置的方案、旧顶盖包装体的设计原则、结构设计、旧顶盖的清洁、涂漆和包装以及现场实施过程.其结果表明,反应堆旧顶盖处置的方案可行,其反应堆旧顶盖包装体的设计和现场实施达到了满意的效果.其经验对我国大型放射性固体废物的处置具有参考价值