CAP1400核电站接管和安全端焊接变形与残余应力研究

系统研究了CAP1400核电站接管和安全端模拟件焊接变形与残余应力分布特点。接管和安全端在焊接过程中焊接变形主要集中于焊接的初始阶段,焊接1/4厚度时,变形量为3 mm左右,焊接完成后,焊缝收缩量高达4.5 mm。盲孔法测试结果表明,在整个接管和安全端焊接接头内,环向与轴向焊接残余应力均为拉应力。焊接残余应力的最大值位于安全端镍基堆焊层与对接焊缝熔合线附近,测试结果达到500 MPa。

CAP1400核电厂辐射防护审评关键技术及软件系统研发初探

依托大型先进压水堆核电站国家科技重大专项CAP1400辐射防护审评关键技术研究及软件系统研发课题,详细介绍了目前针对CAP1400辐射防护审评关键技术及软件系统研发的研究进展及阶段性成果。

CAP1400核电站SA738 Gr.B埋弧横焊工艺

目前CAP1400核电站钢安全壳环缝(材料SA738 Gr.B)焊接以焊条电弧焊为主,效率低、成本高。在热处理和非热处理条件下进行埋弧横焊工艺试验,并对焊材适用性、试件制备要求、无损检测、机加工取样及破坏性试验结果进行分析。结果表明,采用的焊材满足SA738 Gr.B钢板焊接技术要求,埋弧焊工艺稳定可靠,核电站钢安全壳筒体环缝可采用埋弧横焊工艺进行焊接。

CAP1400核电CV筒体焊接质量控制管理研究

文章归纳总结了CAP1400核电CV筒体在焊接过程中产生焊接缺陷的主要类型,分析缺陷产生的具体原因,提出相应的过程控制方法,通过在CV筒体1环施工过程中的实践应用,证明其有效性和实用性,为其他核电项目CV筒体施工焊接质量控制提供参考依据。

CAP1400核电站屏蔽厂房结构特性与老化管理研究

为了实现对CAP1400核电站屏蔽厂房的全寿命期间老化管理,在开展CAP1400核电站屏蔽厂房的结构特点分析和老化降质机理研究的基础上,详细分析了屏蔽厂房监检测技术和评估方法,并对CAP1400核电站的屏蔽厂房老化管理方法进行了探讨,为CAP1400核电站屏蔽厂房全寿命老化管理奠定基础。

CAP1400示范核电厂玻璃钢外包混凝土管施工技术

国核压水堆CAP1400示范核电厂的循环水进排水压力管道采用玻璃钢管外包混凝土结构,该结构具有玻璃钢和钢筋混凝土的特性,符合电厂冷却水设计需要。通过对结构的选型、施工逻辑、管道的安装、混凝土结构施工技术特点、高爬坡段以及穿墙套管封堵等施工难点的总结,为大口径玻璃钢外包混凝土结构施工提供参考。

CAP1400自主核电次末级空心叶片制造技术研究

文章介绍了次末级叶片制造工艺流程,并详细阐述了内背弧模具设计及热压成型、装配、焊接等工序的技术要点和制造难点及解决方案,并最终试制成功,为后续空心静叶片制造提供理论支撑。

冷却速度对CAP1400核主泵泵壳用奥氏体不锈钢铸造组织的影响

采用OM、SEM和EPMA手段分析了CAP1400泵壳用奥氏体不锈钢在1480℃重熔后以不同速度冷却至1340℃后水冷的凝固组织,研究了不同冷却速度对铁素体相分数及成分的影响规律。结果表明,CAP1400泵壳用奥氏体不锈钢重熔后的凝固组织主要由奥氏体相和残余δ铁素体相组成。凝固速度越快,残余δ铁素体相含量越多,奥氏体含量越少,且粗大的奥氏体相变得更为细小。在同一凝固速度下,δ铁素相中Cr、Si、Mo、Mn元素含量均高于奥氏体相。随着凝固速度的加快,δ铁素体相和奥氏体相中的Cr含量升高,而Ni、Si、Mo、Mn含量的波动幅度较小。

核电站堆外核测探测器组件燃耗计算

针对CAP1400核电站堆外核测探测器组件在反应堆满功率运行条件下,基于热中子灵敏度材料燃耗方程推倒计算公式,分别计算了设计寿命内和满足累积剂量条件下的探测器的燃耗,计算了探测器灵敏度下降1%时对应的寿命。得到NIS探测器30年设计寿命的燃耗计算结果,满足设计要求。可为探测器的研制和核电站运维提供理论指导。

核电常规岛及BOP建造阶段质保分级研究

CAP1400核电工程是在第三代先进核电AP1000非能动技术的基础上,通过再创新开发出先进压水堆核电机组。文章阐述了CAP1400核电常规岛及BOP工程建造阶段质保分级管理的意义和原则,通过分析不同的质量保证要求,采取差异化的质量管理控制措施,在满足质保要求的前提下节约建造成本,为今后常规岛及BOP质保分级提供参考。