摘要：简述了国产300 MW燃料组件的设计发展过程,描述了300 MW燃料组件FA300 1至FA300 4的设计特点,回顾了自开展秦山一期的首炉燃料组件设计以后,为提高燃料组件的安全性能而开展的持续的设计改进工作,提出了300 MW燃料组件将来的设计改进方向和目的。

摘要：热电偶柱及其支架结构安装于反应堆压力容器上腔室内的堆内构件压紧顶帽上,其完整性影响到反应堆的运行安全。本文对热电偶柱及其支架结构进行了自重载荷下静态分析、流致振动影响分析、模态分析、地震载荷和LOCA载荷下的反应分析。结果显示,原设计的螺栓无法承受含有LOCA载荷的D级工况。本文给出了结构受力规律和修改方案。修改设计后的结构安装于反应堆压力容器顶盖内,已投入正常运行。

摘要：流弹性失稳是引起蒸汽发生器传热管管束失效的一种主要原因。在相同流场条件下,传热管是否出现流弹性失稳与其模态频率直接相关。在实际结构中,抗振条对U型传热管弯管段面内支撑机理与面外的方向上不同,是通过摩擦约束实现的。这使得在模态分析计算中,传热管弯管段支撑处的边界条件设置非常重要。本文将传热管与抗振条接触点处的面外边界条件假设为简支,而在面内方向上用弹簧来模拟抗振条对传热管的摩擦约束。同时,通过改变弹簧刚度,讨论了不同强弱的面内支撑对传热管流致振动的影响。分析结果表明,当抗振条与传热管面内接触刚度较弱时,面内流弹性失稳可能较面外流弹性失稳出现得更早。

摘要：蒸汽发生器是核电厂的关键设备之一,为核电站一二回路的枢纽,作用是将堆芯产生的热能通过传热管传递给二回路给水,把给水加热成饱和蒸汽和水的混合物,利用蒸汽发生器内置汽水分离装置分离出合格的干饱和蒸汽,进入蒸汽轮机做功发电.在核电设备中,蒸汽发生器被称为"核电之肺".

摘要：考虑到磁极对隔磁片的弹性支撑,根据弹性力学板壳理论建立了隔磁片在衔铁冲击载荷作用下的基于弹性基础的薄壁圆盘轴对称弯曲的应力分析模型,利用幂级数和传递矩阵技术给出了相应的解析解,并将理论分析结果与有限元数值计算结果进行了比较.结果表明:理论分析结果与有限元数值计算结果完全吻合;在隔磁片磁极接触侧出现与冲击疲劳相关的弯曲拉应力;以径向拉应力为主体的最大疲劳等效应力发生在距离内径1/3的隔磁片径向宽度处,它是导致隔磁片经历一定次数步跃运动的衔铁冲击载荷作用后出现疲劳破损的主要原因.

摘要：分析反应堆下腔室流体流动特性是进行堆内构件结构设计和堆芯热工水力设计的前提。AP1000下腔室结构较西屋设计的二代压水堆核电站做了很大改变。本文用计算流体动力学软件Fluent6．3．26计算了这种新型结构的三维流场、压力分布以及堆芯入口流量分配。通过不同结构模型三维流场计算结果的分析，验证了AP1000结构设计的合理性及其优点。同时，分析结果表明理论计算方法具有实际的工程应用价值。

摘要：对一种新开发的新型核电承压设备用低合金钢进行了CCT曲线的测定。结果表明,随冷却速率的增加,组织由贝氏体向马氏体转变,维氏硬度增加;该低合金钢相变临界点为Ac1=736℃、Ac3=826℃。在0.1~1.0℃/s冷却速度条件下,钢的组织为贝氏体组织,当冷速为2~5℃/s时,钢的组织主要为板条马氏体组织,并存在部分贝氏体组织;冷速为10~100℃/s时,钢的组织为马氏体组织。

摘要：归纳总结了3种J积分测试方法,即卸载柔度法、规则化法和S_(pb)分离参数法测量断裂韧性的原理,并针对某金属材料分别采用3种方法进行了对比测试.发现3种方法均可以获得有效的JIC值,由卸载柔度法得到的J_(IC)值最大,由规则化法得到的J_(IC)值最小,但与S_(pb)分离参数法较为接近.

摘要：基于焊接热模拟技术,采用膨胀法利用Gleeble-3500热模拟机对核电站钢安全壳SA738Gr.B钢的焊接热影响区连续冷却转变(SH-CCT)曲线进行了测绘,并结合其金相组织及维氏硬度等进行了分析研究。本研究为SA738Gr.B钢焊接工艺的正确制定提供了依据。

摘要：为研究螺旋管内汽水两相流干涸特性,在较宽的流动参数范围内(系统压力P=2～7 MPa,质量流速G=150～700 kg/(m^2·s),热流密度q=75～350 k W/m^2)对一立式螺旋管(内径15. 26 mm,螺旋直径350 mm,螺旋升角10°)进行了试验,分析了管内流动沸腾传热系数和壁面温度的变化特征,获得了压力、质量流速、热流密度3个流动参数对临界干度的影响规律,并将现有文献中的临界干度预测关系式与试验结果进行了对比,推荐了适用于该工况范围的关系式。