反应堆压力容器压力边界完整性分析

本文就反应堆压力容器所涉及的主要压力边界部位的密封的完整性进行分析，对如何保证这些关键部位的密封及历次出现的问题进行了阐述和分析。     

反应堆压力容器检测技术应用

简要介绍了反应堆压力容器在实际生产中检测时所采用的相关技术,并对不同检测技术的优缺点进行了概括,对同类产品的检测有一定的借鉴指导作用.     

反应堆压力容器承压热冲击分析

依据法规要求和国外的研究成果 ,对压水堆核电厂反应堆压力容器承压热冲击 (PTS)的研究方法进行阐述。研究工作考虑和比较了不同的裂纹尺寸、不同的裂纹类型和不同的PTS瞬态的情况 ,进而确定该RPV在哪种裂纹和哪种瞬态下最危险。热弹性和热弹塑性两种材料模式运用于RPV的应力计算 ,分析中考虑了不锈钢堆焊层对断裂分析的影响。     

反应堆压力容器紧固件清洗设备研制

介绍了反应堆压力容器紧固件及其表面污垢的特点,结合紧固件清洗条件及要求,分析了常用的紧固件清洗方式,确定了适合反应堆压力容器紧固件清洗的技术方案,研制出相应的清洗设备。该设备布置灵活、且便于运输和系统扩展,并应用于工程实践。     

反应堆压力容器出口接管分析与评定

以AP1000压水堆为例,通过建立反应堆压力容器(含进、出口接管)整体模型,计算并评定压力容器出口结构在设计工况、正常、事故以及试验工况下的应力强度。为今后核电一回路反应堆压力容器分析设计奠定基础。     

民用核电反应堆压力容器制造要点

对反应堆压力容器制造过程中的部分难点,进行了简单的阐述和分析。     

压力容器的结构完整性评定技术

本文论述了压力容器的结构完整性评定的重要性，详细介绍了推行和实施的压力容器设备维护、管理以及其剩余寿命评估，并提出了一些在我国压力容器使用部门开展这项工作的建议。     

核电厂压力容器退役方法研究

针对核电厂退役过程中的重点和难点,并参考国外已有的退役经验和先进操作工具,以"国和一号"堆型压力容器为研究对象,对其退役的方案和工艺流程进行了探讨和模拟,为日后核电厂主设备的退役工作提供一定的参考和借鉴.     

反应堆压力容器螺栓预紧过程分析

以某核反应堆压力容器制造厂水压试验承载要求为基础,借鉴国内反应堆压力容器水压试验的螺栓预紧经验,采用ABAQUS有限元分析软件模拟该反应堆压力容器的三级预紧过程,分析螺栓预紧后的法兰变形及螺栓载荷变化情况,优化螺栓预紧控制程序。     

核电压力容器用钢的发展及研究现状

介绍了核反应堆压力容器用钢的发展和演化规律,给出了常见的各类合金元素在钢中的作用及各类杂质元素的危害,分析了不同热处理工艺、制造工艺对材料性能的影响,最后预测了当前核电压力容器用钢的发展趋势。     

反应堆压力容器顶封头接管冷装过盈配合力学分析

200 MW低温核供热堆反应堆压力容器顶封头壳体与小口径接管间采用冷装过盈配合连接结构,为确定过盈配合连接合理的最小过盈量和最大过盈量,首先建立了过盈连接结构解析解的简化模型,分析确定了过盈配合连接结构最小过盈量和最大过盈量计算的适用工况;再根据弹性力学理论对过盈配合连接结构进行力学分析,推导出最小过盈量和最大过盈量的工程计算方法;最后,采用ANSYS有限元分析软件对典型接管的冷装过盈配合连接结构的合理性进行冷态和热态工况下的验证。     

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管的降质问题

核电厂蒸汽发生器传热管的降质将影响到核电厂一回路边界的完整性。通过对蒸汽发生器传热管的降质模式进行分析，并对在役传热管无损检测技术应用以及寿命预测的介绍，从而针对产生的传热管降质的原因，采取相应的防护措施，确保蒸汽发生器传热管的安全运行。     

严重事故IVR下反应堆压力容器稳态温度场计算

在发生堆芯熔化的严重事故后,通过容器外冷却将堆芯熔融物滞留(In-Vessel Retention,IVR)在反应堆压力容器内是一种重要的核电站严重事故缓解措施。根据能量平衡方程,考虑器壁的物性参数变化、外部水冷却等情况,建立了器壁上的温度场模型,计算出稳态情况下的器壁温度场分布。研究表明,从热负荷角度,先进压水堆实施IVR是成功的。在分层结构的交界处,器壁熔化程度最严重。     

反应堆压力容器模拟钢等温热时效的硬度研究

研究反应堆压力容器模拟钢（Cu含量大于0.25%wt）的等温热时效强化行为。模拟钢900℃固溶处理后水淬保留的过饱和Cu原子在时效过程中析出长大,使得材料出现强化。试验选取3个平行试样用30 kg载荷进行维氏硬度测量,每个样品测量五次,取平均值作为测量结果。结果表明,试样硬度随时效时间增加发生变化。在此基础上分析了时效强化曲线并得到了合金元素Ni对时效硬化峰时间及峰形的影响。     

反应堆压力容器金属O形环密封性能研究

采用MSC .Marc软件 ,对反应堆压力容器双道金属O形密封环进行弹塑性大应变接触分析 ,给出在不同压紧量下的回弹量 ,并与试验结果进行比较。     

停车密封在大亚湾核电站反应堆冷却剂泵的应用可行性探讨

介绍了大亚湾900MW压水堆核电站反应堆冷却剂泵的机械密封结构,针对福岛事故后,为了提高反应堆冷却剂泵的应对事故能力,重点介绍了目前国外应用比较广泛的两种停车密封结构形式,以及探讨其在国内核电站主泵应用的可行性.     

AP1000核电机组反应堆压力容器的安装

阐述了某核电1号机组反应堆压力容器吊装定位、简体翻转和就位调整的过程。通过对吊装高度、重量及风载荷进行计算,分析“开顶法”吊装反应堆压力容器的安全性。介绍了反应堆压力容器就位后方位、水平度、标高的测量与调整方法,以及护板、支撑的安装。对同类核电站的主设备吊装具有一定参考价值。