关于核安全2、3级泵抗震分析中几个关键问题的讨论

讨论了核安全2、3级泵在地震、自重、内压和接管等载荷作用下的结构完整性和可运行性评价中的几个关键问题,提出了在抗震分析中采用实体单元代替壳、梁单元并增加局部最大应力的限值,以及对锚固螺栓的完整性校核进行规范等改进建议.     

严重事故下设备可用性论证要求

核动力厂应针对某些极不可能发生的严重事故进行设计已逐步成为共识,对在严重事故工况下需要保持安全功能的设备的质量要求也随之成为焦点问题,故进一步明确严重事故下设备质量要求及其验证方法和准则是落实核安全监管要求的重要组成部分。本文回顾了国内外关于核动力厂严重事故对策的发展历程,并解读了不同阶段对严重事故下所用设备的质量要求的内在含义。从我国相关核安全法规要求出发,结合我国核安全规划及远景目标,提出了严重事故下设备可用性论证的相关建议。     

核动力厂蒸汽发生器模态分析

本文给出了蒸汽发生器的设备简化过程和方法,并对蒸汽发生器简化模型进行模态分析,将分析结果与设计方模型的模态分析结果进行比较,以验证设计的合理性,结果证明二者基本一致。     

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。     

核安全一级主管道疲劳校核

本文对某核电厂主管道疲劳及热棘轮进行了独立校核。校核采用基于RCC-M标准的ROCOCO软件,比较了RCC-M标准与ASME标准在核安全一级管道疲劳评价方面的差异。对比的主要方面包括疲劳设计的计算范围界定、一次加二次应力强度的计算方法、弹塑性修正系数的计算、动态载荷叠加方法等。通过对ROCOCO中与ASME标准不一致的算法进行修正,得到主管道冷段壁厚65 mm和55mm的疲劳使用系数和热棘轮设计裕量。结果表明:某核电厂主管道最小壁厚不能小于55 mm,55mm壁厚的热棘轮设计值达到许用值的95%。     

核电失效数据库的发展现状

受日本福岛核事故影响,我国的核电政策由积极发展改为谨慎前行,国家核安全监管部门对运行和在建核电厂开展了核安全检查,对核电站设备的安全可靠性提出了更高的要求.论文介绍了我国核电发展现状及规划、核电工程数据库的发展、核电失效案例库的发展、数据库中数据的分析及有效利用以及核电工程数据库存在的问题.     

快堆堆芯抗震实验研究与有限元分析进展

堆芯的安全评价是快中子增殖反应堆抗震设计的一个重要问题。发生地震时,应该确保堆芯组件的结构完整性和核电厂能按要求紧急停堆。数百根堆芯组件之间存在着间隙,组件与堆芯支承处也存在间隙,整个堆芯被液钠包围,堆芯的抗震计算比较困难。本文重点介绍近年来法国、日本、意大利以及中国等国家针对快堆做过的一系列实验和理论研究进展情况。     

浅谈反应堆压力容器主螺栓孔扩孔修复的核安全审查

介绍了国内外处理严重损伤螺栓孔修复的技术概况，结合国内处理反应堆压力容器主螺栓孔不符合项的核安全审查，给出了核安全审查中应关注的方面以及力学评价存在的问题，以期望对后续的核安全审查有借鉴意义。     

锥形双螺杆磨损机理研究

用ANSYS有限元分析软件对用于加工木塑复合材料的锥形双螺杆流道的流场进行了三维模拟。通过所编后处理程序求得流场的压力分布，并在此基础上进行螺杆应力分析；根据螺杆的应力状态，对用于加工木塑复合材料的锥形双螺杆磨损机理进行了分析。     

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。