摘要：核电厂放射性废气活性炭延滞处理工艺中活性炭吸附系数受多种因素影响,基于活性炭延滞处理工艺,分析温度、湿度、气体浓度和气体流速等参数对放射性气体（氪和氙）吸附系数的影响,重点分析探讨AP1000核电厂放射性废气处理系统工艺参数的合理性,并提出优化设计建议。分析表明：AP1000核电厂放射性废气处理工艺活性炭选型需兼顾吸附容量、吸附选择性和使用寿命等因素;通过将吹扫气流速控制在0.1~0.7 cm/s,适当降低气体冷却器的冷冻水温度,确保气体相对湿度低于25%以及适度增加系统操作压力等方式,可以提高废气处理系统对放射性废气的处理效果。

摘要：滨海核电厂一般以大海作为最终热阱,采取多重措施防止异物侵入,保障取水安全。生产实践表明,一些海洋生物和杂物可以突破这些措施威胁核电机组的安全稳定运行,设置取水拦污网是降低冷源安全风险的有效手段。结合国内多个滨海核电厂取水拦污网项目实践,从工程设计的角度出发,分析了拦污网的功能需求,研究确定了拦污网的功能定位和设计原则,提出了“3+n”的标准化设计方案,并针对相关设计要点进行了详细论述。

摘要：核电厂主设备会使用许多结构复杂、形式不一的开孔结构。为了探索其力学分析及评价方法,对开孔结构进行有限元分析方法与等效解析方法对比研究。研究中考虑了影响开孔结构计算分析的主要因素(包括各种开孔形式、排列方式等),系统地梳理出开孔结构的有限元分析方法。

摘要：接受积分法可用于计算结构在随机载荷作用下响应的均方根。本文研究了接受积分法的理论基础和适用条件,并将该方法与有限元方法相结合,简化了该方法的计算过程,使该方法更易于实现。基于反应堆吊篮缩比模型试验获得的流体脉动压力,采用接受积分法与有限元方法相结合的方法计算了吊篮结构的流致振动响应,计算结果与试验结果吻合良好。

摘要：对2000版和2007版RCC-M附录ZG中的快速断裂分析评价方法进行对比分析。结果表明:2007版附录ZG的适用范围更广,分析评价过程相对简化,对材料老化的考虑也更加全面。以堆芯筒体段的快速断裂分析评价为例,对基准裂纹的方位参数进行敏感性分析,将2个版本的评价结果进行对比。结果表明:采用2007版附录ZG得到的评价结果安全裕量更大,同时增大了反应堆压力容器压力-温度(P-T)曲线的限制范围,扩大了核电厂运行操作空间。

摘要：某电厂蒸汽发生器在进行役前涡流检查时发现第3组防振条向冷侧偏移约10°。基于蒸汽发生器管束流致振动专用分析软件GERBOISE分别对防振条偏移前后管束的流弹特性、湍流激励响应以及微振磨损进行计算;通过对比防振条偏移前后的计算结果,评估防振条偏移对管束流致振动和微振磨损的影响。评估结果表明,防振条的偏移不会导致传热管出现不可接受的流致振动和过量的微振磨损。

摘要：压力容器接管嘴位置结构和载荷情况比较复杂,若假想缺陷位于压力容器进口接管内隅角位置,在考虑接管载荷作用时,裂纹为复合型裂纹。建立含裂纹的三维有限元模型,分析在接管载荷单独作用、内压与接管载荷共同作用下裂纹尖端应力强度因子的分布和变化规律。分析结果表明,在仅考虑接管载荷时,进口接管内隅角位置应力强度因子KI、KII和KIII都比较小,应力强度因子近似对称分布;内压对裂纹尖端的应力强度因子KII和KIII基本没有影响。

摘要：某核电站凝结水精处理系统升压泵在单体调试期间,发生轴承箱驱动端温度快速升高、圆锥滚子轴承烧毁事故。经检查分析确认,圆锥滚子轴承烧毁为轴承压盖弹簧孔深、挡圈弹簧孔深和弹簧极限压缩值不满足设计要求,导致圆锥滚子轴承窜量和游隙不足所致。经更换满足设计要求的轴承压盖、挡圈、弹簧,解决了圆锥滚子轴承烧毁的故障,保证了机组安全稳定运行。

摘要：基于液压阻尼器密封件的密封压缩回弹原理,通过密封件压缩变形与服役时间的变化关系曲线,对美国麦奎尔核电厂2号机组运行20 a后拆卸的德国Lisega大吨位液压阻尼器密封件的预测寿命进行了计算。计算结果表明,以德国Lisega公司生产的大吨位液压阻尼器为例,无论是外部密封还是内部密封,其密封件预测寿命明显要长于目前在役或在建核电厂中规定的密封件更换周期。

摘要：对承受一次应力和二次应力载荷共同作用下的含裂纹结构进行断裂力学分析时,需要考虑材料塑性及一次应力与二次应力的相互作用对裂纹驱动力计算的影响。对常用的RSE-M和R6中提供的分析方法进行对比研究表明,二者的分析思路相同,本质上都是基于参考应力法分析;对一次应力引起裂纹驱动力的修正方法和结果基本相同;对二次应力引起裂纹驱动力的修正存在明显差异:RSE-M采用的方法中二次应力大小起主导作用而与一次应力弱相关,R6采用的方法中一次应力起主导作用与二次应力的大小弱相关,RSE-M适用于没有或者少量弹性随动的情况,R6对出现一定程度范围的弹性随动现象均适用,适用范围更大,同时得到的修正系数更保守。