摘要：某机组热态功能试验期间ADS4(自动泄压系统第四级)管系发生剧烈振动,研究表明流体声共振与ADS4管系发生耦合共振是主要的原因,此为核电厂一回路管道“声共振”问题在核电界首次发现。本文以ADS4本身流体声共振问题为研究对象,通过理论研究、流体动力学(CFD)计算分析,揭示了管系声共振的内在本质。以此为依托,进一步开展管系三通倒角和流速对声共振载荷影响的CFD敏感性计算分析和比例模型试验,找到了有效降低振动的管系设计改进方案,工程实施后ADS4管系流体声共振问题得到解决。

摘要：核电厂承压边界的健康状态直接影响机组运行的安全性和经济性。如在定期在役检查中发现了承压容器或管道的一定容许缺陷,对这些缺陷进行检测、跟踪和评估具有非常重要的意义。本文开展超声导波技术对承压边界中缺陷的定位算法研究及装置开发,进而完成了某核电厂的常规岛某管道焊缝容许缺陷检测的应用。研究表明该方法能够较为准确地对已有缺陷进行定位,现阶段作为在役检查的辅助手段,对在役承压容器的使用寿命及其继续运行的安全评估有非常重要的指导意义。

摘要：针对运行了20万h的加氢反应器接管弯头材料2.25Cr-1Mo钢,测试了其低温拉伸性能、夏比V型缺口冲击功及断裂韧性;在此基础上,得到了其主曲线的参考温度,通过进一步预测得到了该钢在整个韧脆转变区的断裂韧度分布。结果表明:2.25Cr-1Mo钢主曲线的参考温度为-154℃;经过20万h的运行,该钢仍具有充足的韧性;验证了主曲线方法对非核电用2.25Cr-1Mo钢的适用性。