反应堆压力容器主螺栓的选材和研究

本文叙述了秦山核电站30万千瓦反应堆压力容器主螺栓材料的选择和研制。对主螺栓用18CrNiWA钢锻件进行了全面性能研究,包括恒应变低周疲劳试验和高温应力松驰试验,使该钢种达到了核用途主螺栓材料的标准。

核电站设备的监造

本文论述了核电站设备监造的必要性，专业性以及设备监造的相关内容。文章对核电站设备监造的组织形式进行了探讨，并要求成立专业的核电设备监造队伍。

核电站设备监造的实践与建议

本文论述了核电设备监造的必要性、监造与QC和QA的关系以及监造的工作内容，同时阐明了从核电设备监造过渡到核电工程设备监理的必然趋势以及成立专门的核电设备监造队伍和核电工程设备监理机构的必要性。

INCONEL718“O”形环及其镀厚银试验研究

当初由于国内对这种“O”形环没有制造和使用经验,我们在核反应堆压力容器模拟体中进行一系列的冷、热态密封试验(容器封口直径为963mm)回顾当初的试验结果,对照实际使用情况,证明当初的反应堆压力容器模拟体密封试验结果是正确的,有相当的预示性和延伸性。

压力容器热态密封试验与分析

本文提供1m直径的压力容器模型在升、降温热瞬态工况下密封试验及分析结果。试验目的在于对自制GH169（相当Inconel718）镀厚银O形环进行热态考验，并对自编密封分析程序系统SMEC给以试验验证。热态试验对于螺栓的温度滞后作了较为细致的测量，为简化计算提供了依据。试验表明，热变形产生的法兰转动十分可观，热态螺栓载荷增量成为热态密封问题的关键。

秦山核电厂反应堆压力容器水压试验应变测量与分析

对秦山核电厂反应堆压力容器出厂水压试验测点布置作了说明,与一回路系统水压试验位移测量的主要结果作了分析对比,给出了实测载荷与主螺栓测试数据,讨论了表征密封性能的法兰转动,认为出厂水压试验此项结果有错.