压水堆核电厂设备疲劳监测系统开发及关键技术研究

2007年美国核管会(NRC)颁布的RG 1.207明确表示,新建核电厂需考虑轻水堆(LWR)一回路水环境对设备疲劳性能的影响,2018年NRC发布了1版的RG 1.207,不仅要求新建核电厂须考虑LWR水环境对疲劳性能的影响,在老电厂申请许可证延续时也须考虑LWR水环境对疲劳性能的影响,并在其技术支持报告NUREG/CR-6909中给出了环境疲劳修正因子(Fen)的评价方法。国家核安全局(NNSA)颁发建造许可证时提出的建造许可(CP)条件也要求在设计阶段考虑环境影响疲劳(EAF)问题。为了满足AP1000依托项目对疲劳监测系统的工程需要,本文在原有电厂承压设备疲劳寿命监测装置和波动管热分层温度测量技术的基础上提出了一种能够满足RG1.207导则的核电厂一回路设备及管道的疲劳监测方案,研制了具有完全自主知识产权的核电厂承压设备和管道集成化疲劳诊断和监测系统FAMOLES,并已应用于AP1000依托项目的三门1号机组及海阳1号和2号机组。

核电焊接结构材料腐蚀失效研究现状与进展

综述了轻水堆(LWR)核电站焊接结构材料环境促进开裂(EAC)的研究现状,分析了环境、材料、应力等相关影响因素,讨论了几种主要高温高压水EAC机理及考虑EAC效应的设计模型,最后指出了核电焊接结构材料EAC研究面临的问题及进一步的研究方向。