反应堆压力容器筒体环焊缝超声检查装置传动系统分析

核反应堆压力容器筒体环焊缝关系着核反应堆压力容器的安全运行,为有效避免安全事故的发生,必须对该类焊缝进行无损检测。本文对反应堆压力容器筒体焊缝超声检查装置传动系统进行分析,确保其能够按照相关检查规范要求有效地对该处焊缝进行超声检查,保证设备在运行过程中的可靠性。

反应堆压力容器老化管理信息系统设计与实现

核电站压力容器的老化管理信息系统,是老化管理的基础信息平台。分析了核电站RPV的老化管理过程,根据软件流程对系统功能模块和数据库结构进行了设计,研究了文件读取、表格化数据图形重构显示等软件开发技术,建立了老化管理信息系统。通过在某核电站应用,实现了RPV部件、运行信息、辐照监督等老化数据的信息化管理,为老化管理提供了直观、趋势化的分析途径。系统能满足核电站老化数据存储进行老化过程管理等应用需求,真实反映老化管理活动现状,提高老化管理效率。

AP1000反应堆冷却剂系统主要设备安装技术

从反应堆冷却剂系统的组成和功能出发,分析了其主要设备的安装形式和技术要求。结合非能动先进压水堆反应堆(AP1000)冷却剂系统自身的特点,并在海阳核电站实践的基础上,阐述了反应堆压力容器、反应堆冷却剂主管道、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器、波动管的施工流程,为后续核电站核蒸汽供应系统大型主设备的现场安装提供一定的技术参考。

VVER机组反应堆压力容器中子输运计算程序系统的验证

反应堆压力容器中子注量是评价其辐照损伤状态的基础。本文基于Balakovo-3VVER-1000基准算例提供的数据,采用针对VVER-1000机组开发的堆芯中子源项计算软件,配合DOORS中子输运理论计算程序系统,计算了基准算例中各探测片位置的中子能谱以及各探测片的反应率。通过与基准算例中的参考结果进行比较,验证该中子输运计算程序系统对VVER-1000机组的适用性。结果表明,各探测片的理论计算结果与基准算例中提供的实测结果符合良好,证明新开发的中子源项计算程序可为VVER-1000机组的中子输运理论计算提供准确的中子源项,同时也验证了该中子输运计算程序系统对VVER机组的适用性。

反应堆压力容器主管道焊缝射线检查设备控制系统的设计与实现

针对核电站的特殊情况,设计了反应堆压力容器主管道焊缝射线检查设备控制系统,给出了该系统的硬件结构和软件实现方法。经验证,该系统能够稳定、快速并且高精度地到达焊缝位置,效果良好。

URSULA反应堆容器检查系统

【美国《核新闻》1996年9月号第24页报道】反应堆容器焊口和该压力容器壳体的指定区域(如接管半径),必须利用超声波进行定期检查,以确保没有危及机组安全运行的裂缝或裂纹。通常,这种检查在机组的关键路径停堆计划期间进行。德克动力公司运营的卡托巴核电站,最近利用厄休拉(UR-SULA)反应堆容器检查系统,在5.4天内完成了该检查,打破了该电厂以前9天的最好记录。

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。

核反应堆压力容器检测机器人控制系统研发

核反应堆压力容器由于其工况特殊性,给超声检测仪的送入和扫查操作造成不便。针对这个问题,设计了一种多自由度机械手臂和专用平台组成的检测机器人。采用模块化方式处理机器人控制系统,设计出由运动控制器、驱动器、传感器和计算机等构成的硬件结构,根据核反应堆压力容器无损检测方式开发设计相应控制软件,以此实现对机器人的远程运动控制。系统仿真和现场测试表明,该系统性能稳定,实用性强,达到了设计要求,具有一定的参考价值。

反应堆压力容器整体螺栓拉伸机液压系统设计探讨

反应堆压力容器整体螺栓拉伸机(以下简称“整体螺栓拉伸机”)能够同时拉伸反应堆压力容器的所有主螺栓到预定值,拧紧和拧松主螺母等操作,是实现反应堆压力容器开关盖的最重要设备。螺栓拉伸机液压系统设计是整体螺栓拉伸机的两项关键技术之一,目前公开的拉伸机液压系统的设计资料很少,文章对华龙一号堆型反应堆压力容器整体螺栓拉伸机的操作流程和液压系统的动作进行了详细的分析,对液压系统设计方案进行研究后给出了液压缸单元设计方案和液压系统原理图,成果可为后续工程设计提供参考。

上海自仪中标巴基斯坦核电反应堆压力容器液位测量系统

经过积极的项目跟踪，上海自仪公司日前中标巴基斯坦恰希玛二期工程项目的核电站反应堆压力客器液位测量系统，该系统是反应堆失水事故发生和事故后监测的主要工具，对核电站的安全运行起到至关重要的作用。此次中标表明，上海自仪公司已全面进入棱电反应堆压力容器液住监测系统的系统集成并能提供相关关键设备，包括系统应用设备及工程所需的设备，同时为今后自主设计的核电百万级项目填补了空白。

中国实验快堆容器冷却系统全厂断电工况温度场分析

中国实验快堆(CEFR)的自然循环工况主要发生在全厂断电事故中，这时反应堆容器的流场将会因失流发生较大变化。本文利用热工流体力学计算软件STAR-CD对反应堆容器冷却系统进行三维数值模拟，得到了合理的事故瞬态分析结果，为相应部件的力学分析以及其它工况的分析提供了数据，对快堆优化设计和安全分析有重要的意义。

600MW反应堆压力容器精度检测

压力容器制造精度采用坐标测量系统检测是新型检测技术。介绍压力容器上实体元素的测量 ,测量坐标系的建立与转换 。

反应堆压力容器大型锻件的要求、设计和检验

1．绪言 根据设计考虑，对轻水反应堆核蒸汽供给系统部件材料的要求如下。 1）在室温和使用温度下，具有允许的强度； 2）具有高韧性，即防止脆性断裂的高度安全性；

核岛反应堆压力容器材料

核岛一回路系统设备(包括:反应堆压力容器RPV、蒸发器SG、稳压器、主冷却剂泵和主管道等),其中根据不同标准和设计RPV主要由四种堆型,表1是从图纸上总结出来的四种不同RPV堆型参数的对照信息。

反应堆新燃料组件铁路运输货包固定系统安全分析

反应堆新燃料组件需要从燃料元件生产厂运输到堆址。使用的专用燃料运输容器按B（U）型货包进行设计和制造，符合“放射性物质安全运输条例（IAEA，NO．TS—R—1，1996年版）”的国际标准，并在容器生产地取得了安全当局颁发的运输执照。燃料组件生产厂所在地距离堆址数千公里，公路运输过程中的安全性和平稳性较差。铁路运输匀速和平稳较有保障，而且当前铁路运输的事故率，特别是重大事故率远远低于公路运输。因此，本次堆新燃料组件的运输采用以铁路运输为主的方案。铁路运输时固定（栓系）系统由侧板、螺杆、固定木方、压板、固定装置、压紧装置组成。

具备三代核电安全功能特征的RCI系统冷却剂流道设计

田湾5、6号机组核岛设计在充分吸收福岛核事故经验反馈的基础上,采纳先进三代核电的熔融物堆内滞留(IVR)安全设计理念,设置了堆腔冷却剂注入(RCI)系统。为实现RCI功能,反应堆压力容器(RPV)保温层需与RPV以及堆坑壁之间形成具有一定间隙的稳定可靠的冷却剂流道,而该流道的设置给RPV保温层带来了支承热桥引发的热量耗散问题。文章基于有限元分析等手段,通过通风条件及支承结构优化,解决了支承热桥引发的热量耗散问题。

秦山二期扩建机组堆芯冷却监测系统的调试

文中简要介绍了秦山二期扩建机组堆芯冷却监测系统,包括该系统的调试大纲项目,以及调试中的典型故障处理,在此基础上对堆芯冷却监测系统的调试工作进行了总结。

法国阿海珐重启大型核反应堆零件铸造厂

勒克鲁佐铸造锻压厂（Le Creusot Forge Foundry）生产铸钢件和锻件以及核反应堆零件，这些零件用于蒸汽发电机，压力容器，压缩机缸头、主泵和主管道。阿海珐（Areva）集团为一个活跃在核能系统设计、开发和运营的国际集团。阿海珐已经承诺重新启动其在法国的勒克鲁佐锻压铸造厂，该厂曾因为调查其为核反应堆系统生产有缺陷零件已经停产闲置。

切尔诺贝利反应堆家族:安全性如何?

【欧洲核学会《核新闻网》1996年2月29日报道】 德国核安全机构,反应堆安全协会(GRS)出版了它的关于苏联设计的RBMK型反应堆家族的综合报告,论述RBMK型堆的固有特性、不同型号之间的差别,以及已经和能够改进的程度。 这份长达170页的德文报告的摘要已在波恩的一次大会上分发,报告的题为《十年后的切尔诺贝利——RBMK型核电机组的事故和安全性》。1996年1月发表了GRS早期的研究结果,着重介绍切尔诺贝利事故本身。