摘要：通过对某核电厂承压设备在役检查发现缺陷后的处理计算,阐述了基于线弹性断裂力学机理的裂纹扩展的计算分析和评定方法,计算方法中考虑了缺陷深度和长度的耦合作用。并在此基础上,运用Visual C++语言,开发裂纹扩展计算程序。程序内全面考虑了反应堆冷却剂系统(RCS)一次侧设计瞬态、反应堆冷却剂系统二次侧设计瞬态的交变载荷及缺陷初始形状、方位分类等问题,适用范围广泛。本文的计算方法及评定方法为电厂管道在役检修和能否继续运行提供重要依据。

摘要：乏燃料贮存格架是用于贮存换料后的乏燃料组件的重要设备,其自由放置在核电厂乏燃料水池中,在地震载荷下的响应属于非线性响应,包含了各种复杂的运动:滑移、碰撞、扭转、倾覆等。为了准确描述上述非线性响应,本文建立了乏燃料贮存格架整池有限元模型并进行非线性时程分析,考虑了滑移、碰撞、摩擦等影响因素,同时还考虑了乏燃料贮存格架在水池中的流固耦合效应。通过时程分析得到了乏燃料贮存格架在地震载荷下的位移、载荷等计算结果。该方法可用于乏燃料贮存格架的抗震分析。

摘要：蒸汽发生器是核电厂重要的核安全设备,其管束是最易发生失效的部位。基于国外核电厂实际运行经验与试验研究结果,概述了蒸汽发生器主要老化机理及其影响因素,明确了老化机理、老化缺陷、老化起因间的相互关系。该成可果为我国制定相应的压水堆核电厂蒸汽发生器老化管理大纲、实施定期安全审查,进而开展系统的寿命管理起参考作用。

摘要：核电厂设备的失效大多源于一种或多种老化机理单独或综合的作用,老化管理是防止关键设备失效、确保核安全的重要手段。本文以国际原子能机构2009年颁布的"核电厂老化管理核安全导则(NS-G-2.12)"为依据,梳理了核电厂从设计、建造、调试,到运行、延寿,直至退役的全生命周期各阶段需要的老化管理工作,分析了各阶段工作承上启下的内在联系,论述了"老化管理核安全导则"的实施,对核电厂设计理念、设备制造、设备鉴定、建造调试、营运管理、检查维修、执照取证、延寿模式、退役模式等带来的新挑战,以及对促进核电厂核安全水平的全面提高,以及对积极发展中的核电行业安全稳定可持续发展的重要意义。

摘要：流动加速腐蚀(FAC)是核电厂二回路管线最主要的失效原因之一,严重影响核安全运行。CHECWORKS是美国电力研究院(EPRI)基于FAC经验模型设计开发的商用计算机程序,用以预测FAC速率及其相关的水化学、热工水力参数等。从发展历史、应用现状、程序特点等方面对CHECWORKS进行了综述,为该程序在我国的推广以及在核电厂老化管理中的应用起到积极作用。

摘要：介绍了美国先进非能动压水堆(AP1000)设备鉴定(EQ)的要求,重点对抗震和冷却剂丧失事故(LOCA)鉴定要求作了描述。将AP1000设备鉴定要求与国内从事设备鉴定的主要实验室的能力进行了比较,就目前国内现有试验能力与AP1000设备鉴定要求之间存在的差距进行了分析。

摘要：在315℃的模拟压水堆一回路水环境下,针对316和304奥氏体不锈钢及690合金等压水堆核电站主设备材料,通过将在含Co的高温溶液中浸泡形成的氧化膜试样再放入含Zn溶液中进行腐蚀实验,研究了Zn对Co在氧化膜中沉积行为的影响。结果表明,Co的沉积使氧化膜形貌发生了变化,Zn对沉积在氧化膜中的Co有置换作用。

摘要：通过模拟压水堆一回路水环境,对316L奥氏体不锈钢在320℃含锌10μg/kg的高温溶液中进行了1000 h的腐蚀实验,对腐蚀后的试样表面进行了XPS分析。结果表明,试样在含锌溶液中形成了化学成分为(Zn,Fe,Ni)(Cr,Fe)2O4的致密氧化膜,随着腐蚀时间的增加,氧化膜中的富Cr区由内层扩展至整个氧化膜。

摘要：通过模拟压水堆一回路水环境,对304奥氏体不锈钢在320℃含Zn分别为60和120μg/kg两种高温溶液中进行了600 h的腐蚀实验,对腐蚀后的试样表面进行了X射线光电子能谱分析(XPS)分析。结果表明,试样在含锌溶液中形成了主要化学成分为Zn(Cr,Fe)2O4的致密氧化膜;提高溶液中Zn的浓度,试样的腐蚀速率降低,氧化膜中Fe含量增多。

摘要：通过模拟压水堆一回路水环境,对690和800两种合金进行了在含Zn 10μg/kg、320℃高温溶液中浸泡1000 h的腐蚀实验,并对实验后的试样氧化膜进行SEM和XPS分析。结果表明,690镍基合金的腐蚀增重率低于800合金,其氧化膜较800合金薄;两种试样均形成了外富Fe、Zn,内富Cr的氧化膜;随着距离氧化膜表面距离的增加,氧化膜中化合物的主要成分由(Zn,Fe,Ni)(Fe,Cr)2O4依次向ZnCr2O4和Cr2O3过渡。