摘要：针对某600 MW机组主蒸汽管道热胀位移异常状况,采用载荷测试的方法获取实际吊点载荷,发现原有吊架设计载荷小于管道实际吊点力、不能够满足管道承载需求,导致管道向上热膨胀位移量不足。最终本着经济有效原则,通过更换一组恒力吊架及变更水平向限位结构型式的方法,有效解决该故障,有力保障管道的安全稳定运行,也为类故障的处理提供可供参考的经验。

摘要：在进行核电站反应堆的换料设计时，需要对主蒸汽管道破裂事故作出评价分析，采用的方法是关键参数检验。本文以大亚湾核电站二号堆第二循环堆芯为例。

摘要：某核电厂在升功率试验及满功率运行时,发现主控室的噪声超过了设计目标值。经过测量,认为主蒸汽管道振动并通过支撑和贯穿件传播到主控室是造成主控室噪声超标的主要原因之一。本文应用流体力学软件和声学分析软件,采用流声耦合分析的方法,对主蒸汽管道的流场和声场进行了分析。在主蒸汽安全阀支管处和主蒸汽隔离阀空腔中存在着声共振现象,是导致主蒸汽管道振动的主要原因。根据主蒸汽管道振动的原因,可以通过振动源头治理、传播路径治理等方法降低主控室噪声。

摘要：核电厂高能管道系统破裂后动态效应的防护设计是纵深防御的重要手段,其中破口引起的管道内瞬态流载荷是决定高能管道结构设计的最主要载荷。基于有限元方法分析了核电厂主蒸汽管道在瞬态流载荷作用下约束刚度和管线部件结构刚度对动力响应的影响,提出一种简化有限元模型的方法,既保证了核电厂安全性,又可提升其经济性。

摘要：某超临界参数直流锅炉高温过热器出口三通在累计运行近5?104h后发生泄漏。对该失效三通进行解体,采用宏观检验与微观组织观察、力学性能检验、有限元蠕变应力分析等方法,开展裂纹观察分析、材质性能评价,并结合厚壁三通的生产工艺进行原因分析。研究结果表明:三通本体、主裂纹附近及相邻管均未出现明显的长时蠕变空洞、组织严重老化等特征,无明显因运行导致的组织过热特征,强度校核满足设计要求。主裂纹直管肩部过渡区内壁内凹带处启裂,并向外壁扩展。该裂纹在三通热挤压成型过程中形成,在服役过程中进一步扩展直至断裂失效。

摘要：高温持久强度试验和微观结构分析显示,某热电厂材质为F12(X20CrMoV12.1)主蒸汽管道经1.65×105h运行后,材料的力学性能和组织结构产生明显的退化或损伤.尽管没有发现蠕变空洞或裂纹等动态缺陷,但微观结构表现出明显的脆化倾向和蠕变损伤特征,弯管部分尤为显著.服役材料的持久强度试验结果和主蒸汽管线运行状态下的有限元方法应力计算分析表明,该主蒸汽管道的再设计许用应力值已不能满足继续安全运行1×105h的基本条件.最后对其剩余使用寿命做出评价.

摘要：快堆的主蒸汽管道使用P91钢材料,与压水堆主蒸汽管道的材料不同。通过对P91钢的声学特点、主蒸汽管道及焊缝的结构、可能存在的焊缝缺陷类型和分布位置进行分析,使用超声相控阵仿真软件进行声线覆盖仿真模拟,设计了P91钢主蒸汽管道焊缝超声相控阵检测的工艺流程。设计并制作了模拟试块对超声相控阵检测工艺参数进行验证,验证结果表明,设计的超声相控阵检测工艺流程对不同类型、尺寸、方向和位置的缺陷有较高的检出率,可以满足现场实际需求。

摘要：在大亚湾核电站换料分析中，针对多卜勒功率亏损超限，需要对主蒸汽管道断裂事故进行分析。本文利用ＴＨＥＭＩＳ程序和ＦＬＩＣＡⅢＦ程序对大亚湾核电站一号机组第五循环换料分析中的主蒸汽管道断裂事故进行了计算分析。其结果表明：在主蒸汽管道断裂事故过程中，即使最大价值的一组控制棒完全卡在堆顶也不会发生偏离泡核沸腾（ＤＮＢ）

摘要：核电站核岛主蒸汽管道材质为合金钢,直径及壁厚较大,设计空间位置较为复杂,需要在较高的预热温度和保温状态下安装焊接。无论是早期采用手工焊,还是近年来逐渐采用自动焊,核岛主蒸汽管道的焊接缺陷及返修仍然是无法避免的问题。文中结合工程实例,对核电站核岛主蒸汽管道常见的焊接缺陷及产生原因进行分析,详细描述焊接缺陷返修工艺技术,为后续核电工程安装主蒸汽管道焊接及返修提供借鉴。

摘要：目前国内对超临界机组和超超临界机组的主蒸汽管道设计压力取值做了不同的要求。根据机组的设计参数和实际运行情况,结合相关规定,对国内现行的超(超)临界机组主蒸汽管道设计压力取值规定进行了分析,认为对超临界和超超临界机组主蒸汽管道设计压力的取值提出不同的要求,并不合理。建议二者取值一致,并采用锅炉最大连续蒸发量(BMCR)工况下的工作压力作为设计压力。