反应堆构件中^(63)Ni的分离和自动测量

介绍了反应堆构件中６３Ｎｉ的分离和自动测量方法．测量结果的不确定度（１σ），小于２．３％．

反应堆堆内构件仪表套管焊接变形的控制

在核电站建设的过程中,较容易出现反应堆堆内构件仪表套管焊接变形的问题。而焊接变形的出现不仅会影响套管的焊接质量,还会给套管的后续安装带来影响。因此,基于这种认识,本文对反应堆堆内构件仪表套管焊接变形的控制问题进行了探讨,以便为关注这一话题的人们提供参考。

基于振动信号的堆内构件故障诊断研究

反应堆堆内构件在高温、高压和高辐射的环境条件下运行,长期受冷却剂的高速冲击,一旦发生事故会影响压水堆机组的正常运转,甚至发生更高级别的核事故.以反应堆压力容器振动信号为研究对象,实现对异常振动行为的故障诊断十分必要.利用ANSYS Workbench堆芯吊篮和压力容器进行实体建模,得到吊篮梁式振动模态和壳式振动模态.通过瞬态分析模块,利用白噪声激励模拟正常工况下流质振动的情况,叠加冲击力的条件下模拟LOCA状态下的受力情况,得到正常和异常状态下压力容器上垂直方向加速度时程响应数据.在LabVIEW虚拟仪器平台上,利用分形关联维的方法对处理过的振动信号进行故障诊断,通过比较正常状态及故障状态时的关联维数,可以快速有效地进行故障模式的识别.

秦山核电厂二期扩建工程吊篮筒体焊接变形的分析及其控制

秦山核电厂二期扩建工程反应堆堆内构件3#吊篮筒体在制造过程中出现严重焊接变形,导致功能丧失。对造成这一不符合项的原因进行了分析。对4#吊篮筒体的焊接采取了包括修改焊接工装、修改焊接工艺与参数、施加反变形等措施,以尽可能地减小焊接变形。结果表明,4#吊篮筒体焊接结果满足设计要求。

304NG不锈钢埋弧焊接头性能及高温断裂行为研究

对国内自主研发的核级304NG控氮不锈钢板材埋弧焊接头力学性能进行了工程应用评价,并对接头的高温断裂行为进行了研究。结果表明,304NG接头各项指标远高于RCC-M规范的要求;焊接接头和焊缝试样均无晶间腐蚀裂纹,N含量偏高未对耐晶间腐蚀性能产生明显影响;焊接接头高温拉伸断裂机制为微孔聚集型韧性断裂,韧窝中的金属氧化物球形夹杂是导致焊接接头塑性指标偏低的主要因素。304NG不锈钢弧焊前,应对待焊表面及焊丝进行彻底的清洁去污,严格控制焊剂的烘干,以控制O元素的引入,减少金属氧化物夹杂的形成。

上支承柱组件的设计改进

通过分析反应堆堆内构件上支承柱在制造过程中由于对中不好导致焊接变形以及上支承柱组件内热电偶安装不到位的原因,提出对上支承柱组件增加止口设计和端塞等设计改进,有效地避免了同类问题的再次发生,为后续核电厂堆内构件上支承柱组件的设计提供技术参考。

模拟热瞬态螺钉变形行为试验研究

螺钉联接是机械设备中广泛使用的联接方式,不仅可拆装,而且不会损毁被联接件的任何部位,故大量螺钉使用于反应堆堆内构件零部件的联接。为了研究反应堆堆内构件联接螺钉因反应堆运行热瞬态温差引起的变形行为,本试验采用了在常温下施加等效滑移量的方法来观察螺钉变形情况。通过试验发现当被联接件发生相对滑移时螺钉头存在转角和滑移现象,并得到了螺钉在不同规格和不同预紧扭矩下螺钉变形规律,为工程实际螺钉设计优化和有限元分析提供试验依据。

太钢新材料助力我国核电升级

近日太钢新研发的核电用高端不锈钢材料成功发往核电设备制造厂家,用于制造我国自主设计和建设的首台大型百万千瓦级CAP1000第3代核电机组反应堆堆内构件。这标志着太钢在推动核电关键材料国产化的进程中又迈出了坚实的一步。近年来,太钢坚持自主创新,充分发挥研发技术优势和工艺装备优势,先后成功研发和生产出耐高温、耐高压、耐腐蚀的核电专用不锈钢和冷轧硅钢材料。

四新荟萃

300MW核电反应堆堆内构件 堆内构件是核电站主要设备之一,它的主要功能是支承和定位核燃料组件,构成合适的冷却剂流通,为控制棒提供导向以控制电站运行功率和停准,固定和导向堆内中子通量和温度测量,在失水事故下确保控制棒快速下插和堆芯应急冷却,为束棒控制组件提供导向。由上海第一机床厂、上海核工程研究设计院、上海锅炉厂联合试制的300MW堆内构件是我国自行设计的第一座核电站秦山核电站关键设备之一,由于堆内构件的功能和性能要求,是国际上公认的技术要求高制造难度大的关键设备,其结构复杂(重78吨,零件为15056个),在研制过程中开展了55项工艺试验和14项工艺评定,堆内构件的研制成功属国内首创,其制造技术水平属国际80年代,其中堆芯板等超过日本、法国同类水平。

国内外科技信息

中国制造企业积极“备战”GW级核电站为迎接核电发展高潮的到来,国内制造企业正在积极“备战”,一些企业已具备为GW级核电站提供设备的能力。反应堆堆内构件和控制棒驱动机构是核电站的关键设备。经过多年努力,上海第一机床厂股份有限公司已经具备为GW级核电站提供这一设备的能力。