核电站用1E级电缆热老化寿命研究

对绝缘材料做热老化实验确定热寿命方程,通过统计的方法确定等效环境温度,计算出额定载流量,进一步计算出不同负载因数下的电缆导体温度,将不同的导体温度分别带入热老化寿命方程确定电缆的热老化寿命,从而计算出不同负载因数下的电缆热老化寿命,对核电站实际运行情况下的电缆老化管理具有现实指导意义。

国内压水堆核电核岛核1级铸钢件研发进展

中国核电建设的快速发展,推动了核电设备的国产化进程。本文主要介绍国内压水堆核电站核岛核1级铸钢件研发的进展情况。核1级铸件,主要包括主管道、主泵泵壳、爆破阀体等。由于其特殊的使用工况,对铸件质量要求较高,检测标准远高于一般铸件。核1级铸件基本采用不锈钢材料,该类材料在凝固时,由于凝固温度区间较宽,容易产生缩松等凝固缺陷,使制造的难度大大增加,前期均需要进口。本文分析了以上铸件的材料、工艺等难点问题,介绍了国内的研发情况。目前国内已经实现核1级铸件的产业化,基本可以满足核电建设的需求。

基于弹性应力分析的核1级部件安定性评价

总结基于ASME NB规范和弹性应力分析的核1级部件的安定性评价要点,明确规范条文的使用顺序和注意事项,提供判断一次加二次应力强度范围内是否包含机械应力成分的工程化方法,对应力分析过程中的加载和结果保存提出具体要求,为核1级部件的安定性评价提供清晰的脉络和适合数值模拟结果的处理方法。

核1级耐高温控氮不锈钢无缝钢管的国产化研制

核1级耐高温控氮不锈钢无缝管是核电站建设的必备材料。采用外场凝固细晶技术与先进周轧技术以及国际先进的高洁净钢冶炼技术和大截面无缝钢管热处理技术两项成熟技术,通过集成创新,形成核1级耐高温控氮不锈钢无缝管的成套制造技术与装备,最终各项技术指标达标,实现国产化并在国内各核电项目中得到了广泛应用。

海洋核动力平台1E级电缆设计概要

本文介绍了陆上核电站1E级电缆的应用和鉴定的基本要求,结合船用电缆的相关标准及海洋核动力平台的特点,简要分析了海洋核动力平台1E级电缆的技术要求要求及鉴定项目,对海洋核动力平台工程设计有一定的参考价值。

核安全一级主管道疲劳校核

本文对某核电厂主管道疲劳及热棘轮进行了独立校核。校核采用基于RCC-M标准的ROCOCO软件,比较了RCC-M标准与ASME标准在核安全一级管道疲劳评价方面的差异。对比的主要方面包括疲劳设计的计算范围界定、一次加二次应力强度的计算方法、弹塑性修正系数的计算、动态载荷叠加方法等。通过对ROCOCO中与ASME标准不一致的算法进行修正,得到主管道冷段壁厚65 mm和55mm的疲劳使用系数和热棘轮设计裕量。结果表明:某核电厂主管道最小壁厚不能小于55 mm,55mm壁厚的热棘轮设计值达到许用值的95%。

核安全一级管道应力计算程序比较

针对核电站项目的特殊性,按照RCC-M规范,以某稳压器先导管为例,比较Peps程序与SYSPIPE程序对某核安全一级管道的应力计算差别。计算结果表明,在O级工况下,SYSPIPE与Peps应力计算结果非常接近,最大应力比误差为1.9%;在A,D级工况下,SYSPIPE与Peps最大应力比计算结果误差分别为3.1%,3.2%,在管道设计与校核计算中需要重点关注;疲劳使用系数几乎为零,SYSPIPE与Peps计算结果相当。分析过程和计算结果为管道设计者和计算校核者提供一定的参考。

核安全级设备的热寿命鉴定研究

当前法律和法规规定,对核电厂安全系统使用的核安全级电气设备必须进行鉴定。尤其安全壳内的设备均要求进行寿命鉴定,电气设备主要考虑电气绝缘材料的热寿命。论文给出了一种简洁、客观,工程可行的评估方法。

核安全一级阀门的力学分析

介绍了核安全一级阀门结构应力分析方法在阀门设计中的重要作用。以核安全一级电动截止阀为例,采用规范法和分析法对阀门的承压边界进行了力学分析和计算,并对阀门主法兰和连接螺栓的计算结果作了对比和评价。

ASME与RCC-M相关核一级阀门规定的解析

介绍了ASME与RCC-M标准核一级阀门的相关规定。对标准中材料、设计、制造、压力试验和超压保护等内容要求上的差异进行了分析。

核一级管道温度梯度计算与分析

温度梯度求解是对核一级管道进行RCC-M A级准则分析的重要步骤。采用RCC-M规范中的简化分析法和ANSYS 15.0软件,详细研究了几何参数、瞬态工况参数对核一级管道温度梯度影响的一般性规律。研究结果表明:温度梯度参数在一定范围内随瞬态工况的温度变化速率、温度变化幅度、流量和管径的增大而增大;升温过程温度梯度参数的最小值组合均为负值,最大值组合为零;降温过程的温度梯度参数的最小值组合为零,最大值组合为均为正值;阶越载荷下,温度梯度参数与温度变化幅度呈近似线性变化关系。

核一级升降式止回阀C_v值分析

以DN50的核一级升降式止回阀为例,分析了不同阀瓣导向结构、阀瓣质量及阀体阀瓣配合间隙对C v值的影响。

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。

放射性物品运输法规在核燃料运输中的实际应用

文中以田湾核电站进口的俄罗斯核燃料组件在我国境内运输活动组织实施为实例,探讨了放射性物品运输法规对境外一类放射性物品在运输资质、运输容器使用、核与辐射安全分析报告书编制、委托监测、启运备案及具体运输组织方面的实际指导意义,以供非经营性放射性物品运输单位参考;针对实际运输活动中暴露出的问题进行了经验反馈,以期引发国家相关监督、执法部门的关注,从而优化工作方法,提高一类放射性物品的运输效率。

核一级高C_v值旋启式止回阀研制

介绍了核一级高Cv值旋启式止回阀的设计规范和设计方法,分析了其结构特点和工作性能论述了设计中应重点考虑的制造工艺难点和产品完成出厂试验后需进行的一系列型式试验。

HTR-10核安全一级管道的力学分析

核安全法规对于核安全一级管道的力学分析有详细的规定 ,由于计算手段的限制 ,核安全一级管道的力学计算常常十分棘手 ,不能满足分析法设计的要求。该文探讨了使用通用有限元软件对核一级管道进行力学分析的方法。以HTR- 10工程设计中的一个核安全一级管道系统为实例 ,介绍了采用 MARC通用有限元软件进行力学分析及力学评价的过程 ,重点介绍了如何满足核安全法规中对于核一级管道的力学分析的各个条款。

核安全一级高温管道系统结构分析与安全评估方法研究

为解决复杂核安全一级高温管道系统结构分析与评定工程问题,在管道分析软件与核级高温评定规范ASME-NH之间建立了一座桥梁。首先,对管道结构(直管及弯管)在不同载荷作用下的应力状态解析解进行了详细推导分析,并且与有限元数值解进行了误差分析。结果显示,给出的直管及弯管结构应力状态解析解具有很好的准确性。随后,将一维管线力学分析模型与截面三维应力状态解析解相结合,给出了高温管道系统结构分析、评定方法及应用步骤,将ASME-NH-3650规范内容明确化。

核级电动闸阀样机端部加载试验技术要点探讨

核级电动闸阀端部加载试验是通过对阀门管端施加载荷,测定载荷施加过程中力和应变的变化,考核阀门的刚度、强度以及在载荷作用时和作用后的性能指标,验证当阀门受到所有管端载荷及压力和自重在内的正常工作载荷作用时阀门的可操作性。本文探讨了核级电动闸阀样机端部加载试验的技术要点,并以一实际样机试验为例,描述了核级电动闸阀样机端部加载试验的试验方法及其试验结果。