显微镜焦距差法在核承压设备点蚀测试中的应用

利用自行改装的ＸＪ－１６型金相显微镜测量了核承压设备堆焊层ＡＩＳＩ３０８不锈钢材料的蚀坑深度。对影响点蚀坑深度测量值的主要因素作了分析。

中国核承压设备国产化现有基础及发展对策浅析

通过分析中国核承压设备国产化现状及存在的主要问题,提出只有充分总结和汲取过去发展核电的成功经验和深刻教训,切实采取制定国家核电发展长远和总体性规划、加大核电设备设计和制造科研攻关经费投入、强化核电设备国产化基础、加强核安全监管能力建设等措施,中国核承压设备才能真正实现国产化,核电产业才能持续发展。

核承压设备设计阶段风险评估技术的应用

随着基于风险的检测(RBI)技术的工程应用,压力容器设计阶段的风险评估也被广泛研究,并越来越受到重视。介绍了压力容器设计阶段风险评估的产生、发展、目的和应用等相关信息,并就核承压设备设计过程中风险评估工作的可行性和必要性进行了论述。

中国核承压设备活动的安全监督管理

核承压设备执行核安全功能,是安全防护实体屏障的核心。要实现我国核电的更大发展及自主化战略,核承压设备国产化仍然存在着技术能力不足和准备不充分的问题；与技术基础相比,管理方面的问题也不容忽视。针对存在的问题,国家核安全局采取了加强核安全文化的宣传和普及,调整核承压设备活动资格许可证审批政策,提高管理要求、强化核承压设备活动的监督、加强内部管理,提高核承压设备监管效率等措施。同时以国务院《核安全重要设备监督管理条例》的编写和实施为契机,全面完善我国核承压设备及其他核设备管理。

核电站核承压设备用钢剖析

对1000MW压水堆核电主要受压设备使用的材料种类进行总结,对RCC-M规范金属材料技术特点进行了剖析,并与常规压力容器用钢进行了对比分析,从技术要求和质保要求两个方面总结出了核电用钢的特点。

国家核安全局关于印发《关于执行〈民用核承压设备安全监督管理规定〉中有关问题的说明》和《民用核承压设备资格许可证持证单位报告制度》的通知国核安发（2005]41号

各有关单位：为了适应核电自主化形势发展的需要，加强核承压设备安全监督管理，现发布《关于执行〈民用核承压设备安全监督管理规定〉中有关问题的说明》、《民用核承压设备资格许可证持证单位报告制度》，请有关单位遵照执行。

核承压设备不锈钢堆焊层碳元素含量质量控制

针对核承压设备制造过程中多次出现的不锈钢堆焊层碳元素含量超标问题,为找出相应解决控制措施,从材料、工艺方法和参数、堆焊环境条件、检测过程控制等方面进行了全面分析研究。分析研究表明,要有效控制堆焊层的碳元素含量须从多个方面综合采取措施,实践来看,能够起到较好效果且可操作性较强的方式依次为:选取碳含量较低的合适焊材、调整工艺增加堆焊层数、严格控制堆焊环境清洁度等。

核电站核承压设备用钢分析

文章对RCC-M规范特点进行剖析,并与常规压力容器用钢进行对比分析,总结核电用钢的特点。

核电厂核级承压设备对铁素体材料的断裂韧性基本要求

本文概要介绍了铁素体材料构件的低温脆断的理论基础和抗脆断设计,总结并评价了ASME规范中对核电厂核安全级别承压设备铁素体材料抗脆断的断裂韧性要求,即核安全级别与材料的缺口冲击韧性要求之间存在相应的关系,从而保证了核电厂承压边界不会发生脆性破裂。

核电站核级承压设备设计分析专用程序系统研究

本程序系统研究是以ANSYS软件为开发主体、建立了用于核级承压设备力学分析的材料数据库、瞬态热工参数库、参数化模型库、编制了应力分析评定程序,实现了程序系统与CAD软件的数据接口,以确保输入数据的正确性和缩短计算分析的周期,同时研究和开发了反应堆压力容器密封分析专用程序和特殊构件传热分析程序,并与ANSYS软件连接,以弥补专用分析程序在前后处理方面的不足。

对HTR-10核承压设备活动的质量控制

为保障核设施的安全运行，核安全法规特别强调核设施营运单位对核承压设备活动的质量控制。本文主要介绍作为 HTR－ 10设计和营运单位的核研院，为控制核承压设备活动所采取的主要措施。

三代EPR核电站核安全机械承压设备分级体系探讨

以三代EPR核电站为列,通过核安全机械承压设备分级体系研究,旨在分析EPR核电站分级体系的特点,同时对比其他核电站分级情况,为后续核电站核安全机械承压设备分级设计提供帮助。

民用核承压设备制造质量计划

民用核承压设备制造厂,必须按HAF0400及其导则HAF0408建立质量保证体系,制造过程中应按HAF0900及其实施细则HAF0901接受国家核安全局的监督检查。

企业民用核承压设备制造许可证申请及审查浅析

1 核承压设备取证的申请和审查 核承压设备取证是依据HAF0900及HAF0901的要求,通过主管部门对申请单位资料的审查,现场审查以及国家核安全局对申请资料的核查来实施的。取证程序如图1所示。

核一级承压设备分析法设计软件系统研究

根据实际工程中多年积累的核级承压设备学分析、研究和核电厂的运行经验,结合实际的有限元分析软件,对前期的力学分析和评定工作进行方法上的归纳总结和分析推广,初步实现设计分析一体化,以求在今后新的核电厂核级承压设备的设计分析,比如百万级核电站的设计中,通过该软件系统,将多年积累的大量实际工程经验体现到新的工程设计中去,以提高设计分析的效率,缩短核级压力设备设计和建设周期。

核一级承压设备疲劳分析方法

基于Miner线性累积损伤理论和雨流计数法,得到单载荷历程作用下疲劳分析的方法,并根据核一级承压设备的特点和核承压设备分析规范的要求,给出了一种适用于核一级承压设备疲劳分析的方法;结合设备实际运行情况,提出了瞬态分组组合的优化疲劳分析的方法,并给出一个案例。结果表明,瞬态分组组合使疲劳分析与设备实际运行情况更加接近,计算结果更加精确。

核设备中体积型缺陷工程评定方法的研究

采用基于突然损伤模型的有限元分析，研究了体积型缺陷的工程评定方法，提出将体积型缺陷简化为平面缺陷，并采用常用规范对简化后的平面缺陷进行工程评定的方法，还研究了共面平面缺陷的复合及自由表面对缺陷的影响，计算结果表明，该方法是安全的。

核一级承压设备分析法设计软件系统研究

本课题根据在实际工程中多年积累的核一级承压设备力学分析、研究和核电厂运行经验，结合实际所用的有限元分析软件，对前期的力学分析和评定工作进行方法上的归纳总结和分析推广，初步实现设计分析一体化，以求在今后新的核电厂，比如百万千瓦级核电厂的设计中，通过该软件系统，运用积累的大量实际工程经验，提高设计分析的效率，缩短核一级承压设备设计和制造周期。

AP1000核岛主设备国产化获重要突破

由中国第一最型机械集团公司承制的刚产首台APl000反应堆压力容器通过水压试验，实现了APl000一代卡亥电关键设备国产化的新突破，际志着我国企业已全面掌握一代核电APl000核一级承压设备的关键制造技术，制造技术水平和质黾管娜能力达到美国西屋公司的验收标准，具备了三代核电关键设备批量化、产业化发展能力。