摘要：通风系统(HVAC)是核电厂重要的支持系统之一,通风系统的丧失对核电厂安全的威胁是不容忽视的。根据国外核电厂的概率安全分析(PSA)的工程经验反馈,丧失通风系统的风险对核电厂堆芯损坏频率(CDF)的贡献高达25%。本文结合国内外调研和工程实践,开发了一套适用于核电厂丧失通风系统的PSA分析方法,并基于某核电厂开展系统性的丧失通风系统风险分析。分析结果表明,丧失通风系统对核电厂堆芯损坏频率的贡献是不容忽视的。通过识别出的通风系统设计的薄弱项,能够为核电厂通风系统设计及优化提供指引,以进一步提升核电机组的安全水平。

摘要：通过动力学分析和Adams动态仿真,对中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)压水堆控制棒驱动机构(CRDM)步进载荷进行计算。结果表明,通过Adams动态仿真可以得到CRDM提升过程和下插过程中钩爪、销轴、可拆接头等部件的步进载荷值,所得值与工程经验相符;提升和下插过程中最大步进载荷出现在可拆接头处;同时销轴的步进载荷值较大,应注意销轴的材料选择与设计;水力缓冲对下插步进运动有重要的缓冲作用,能够减小下插过程的步进载荷。

摘要：汽轮机旁路调节阀是核电机组常规岛主要设备之一,用于核电机组汽机旁排系统。本文基于三代核电机组汽轮机旁路调节阀自主化研发实践,就主要技术要求及结构设计进行简述。主要介绍了阀门结构设计、执行机构设计、控制附件设计以及阀杆的典型力学分析,对阀门样机进行了热态全流量特性试验验证,最后对创新性及应用前景进行了分析,为该类阀门的国产化提供借鉴。

摘要：金属反射层铁水比高,需要确定其旁流份额,从而优化其结构设计、并为金属反射层温度场计算提供输入。采用计算流体动力学分析(CFD)数值模拟,计算堆内构件金属反射层的旁流份额,并对计算结果进行分析评价,与基于经验公式的分析方法及实验结果进行了对比。通过分析比较得出:CFD数值计算可模拟复杂流道结构,反映流场特征,计算结果有效。

摘要：核电蒸汽发生器(SG)接管嘴处由于其结构的特殊性,易在制造及服役过程中产生缺陷。为评价该处缺陷的安全性,需要工程可用的应力强度因子解。本文以核电SG接管嘴外表面裂纹为研究对象,采用有限元方法(FEM)及RSE-M规范计算获得了不同方向及尺寸裂纹在内压、弯矩和温度载荷下的等效应力强度因子值,并分析了不同载荷作用下等效应力强度因子在裂纹前沿的分布规律。将计算结果与RSE-M规范的直管应力强度因子解进行比较,发现RSE-M规范的直管应力强度因子计算方法可保守地应用于SG接管嘴处裂纹,并且随着裂纹深度的增加保守度增大。为实现SG接管嘴处缺陷安全的准确评价,基于有限元计算和RSE-M影响系数法给出了适用于SG接管嘴外表面裂纹的应力强度因子计算方法,该方法可以为SG的设计与维护提供指导。

摘要：反应堆压力容器(RPV)密封面结构是影响RPV密封性能的重要因素。建立2种不同密封面结构的RPV三维有限元模型,研究其对RPV密封性能的影响,并得到上、下法兰轴向分离量以及主螺栓载荷等分析评价RPV密封性能的关键指标,同时,对比分析2种密封面结构形式的安全裕量,为优化RPV密封面结构设计提供理论依据。

摘要：对欧洲三代压水堆(EPR)吊篮法兰在两相失水事故(LOCA)瞬态下压紧弹簧"两点接触"状态下的载荷计算方法和EPR堆内构件吊篮法兰在LOCA工况下的受载特点进行分析。采用SYSTUS程序建模计算两相LOCA时吊篮法兰与压紧弹簧"两点接触"时的应力水平,通过与LOCA动态响应等效换算获得LOCA工况下的应力响应,并根据压水堆核岛机械设备设计和建造规范(RCC-M)的具体要求进行吊篮法兰应力评定。

摘要：核设备设计寿命的计算需要考虑在役环境的影响,但由于当前通用各规范疲劳曲线均未涉及在役环境影响,因此可通过环境因子对疲劳累积使用因子进行修正。在环境因子修正过程中,提出3种不同的参数值修正方法。基于上述方法对疲劳累积使用因子进行修正,同时与空气环境下疲劳累积使用因子进行对比。对比发现,考虑在役环境的疲劳累积使用因子比空气环境中疲劳累积使用因子有明显提高。另外,对热-结构场结果直接进行环境因子的参数值转化比瞬态组合后进行参数值转化更为保守。

摘要：通过对格林函数在热应力分析中的应用研究,得到一种结合有限元分析和数值计算进行热应力快速计算的格林函数方法。以核电厂主管道安全注入接管在升温和降温瞬态下的热应力分析为算例,验证该方法的合理性和准确性。同时对比分析格林函数法和有限元分析法的优缺点。

摘要：采用冷金属过渡电弧增材方法制备了核级316L奥氏体不锈钢试件,分析了试件不同区域的组织特征以及耐晶间腐蚀性能。结果表明:焊道区和热影响区主要由奥氏体、δ铁素体组成,且均呈柱状树枝晶生长特征,铁素体含量分别为16.1%和12.8%,其中热影响区中骨架状的铁素体二次枝晶含量明显多于焊道区的。试件的底部、中部以及顶部组织特征存在差异,且一次枝晶臂间距沿堆积高度方向增大。按照核电设计规范的要求对试件进行耐晶间腐蚀试验,未出现裂纹,耐晶间腐蚀性能满足要求。