摘要：蒸汽发生器传热管是一回路承压边界中最薄弱的环节,当传热管发生严重降质时,通常采用堵管方式来避免二次侧流体受到放射污染。为克服现行堵管方法带来的高应力和塑性变形,或近程操作带来的人员受高剂量辐照问题,设计了一种新型蒸汽发生器自熔焊焊接堵管堵头,采用数值模拟方法进行了焊接残余应力研究和应力分析评价。结果表明该焊接堵管堵头是安全可靠的。

摘要：核电厂压水堆超温保护定值ΔT主要功能为防止发生偏离泡核沸腾,实现燃料包壳保护。本文描述核电厂ΔT定值信号波动大的故障,并通过对超温保护定值各个因变量的敏感度分析和仿真,对干扰源和被干扰对象进行定位。同时对波动现象及其原因采用排除分析法,确定电缆布局的设计缺陷为故障原因。之后给出了解决方案,并通过现场工程实施进行了验证,证明本方法的有效性和可行性。

摘要：压水堆核电站要求专设安全设施中的水泵能在不预润滑轴承情况下起动,这给水泵设计带来了一个特殊问题。本文在收集国外资料的基础上,介绍解决这一课题的相关技术。

摘要：介绍了压水堆核电厂反应堆一回路抽真空排气方法,以及由带密封环反应堆压力容器临时顶盖、抽真空排气台架组成的抽真空排气装置设计方案和应用过程。利用该装置,在国内首次实现核电厂大修低低水位期间的反应堆一回路抽真空排气,取消了原有动排气过程,可缩短大修关键路径时间10余小时,降低反应堆冷却剂系统主泵损坏风险,提高电厂运行经济性和安全性。

摘要：对于一种新型锆合金包壳材料,在商业反应堆中开展服役条件下的辐照考验是其研发必不可少的关键环节。相比于国际核电发达国家在锆合金包壳材料研发中积累的丰富商业堆辐照考验,国内自主锆合金仅开展了有限的商业堆先导辐照考验,且考验的燃耗水平偏低。本文将通过对国外锆合金辐照考验经验的总结及自身实践经验,给出锆合金包壳商业反应堆辐照考验时在方案设计上的一般方法和堆芯安全评估、风险应对上的基本考虑,为国内锆合金商业堆辐照考验研究提供参考。

摘要：为了分析一批承受50万周次拉伸变幅载荷Type316N不锈钢螺栓材料的力学性能变化，对该批中未失效螺栓进行室温拉伸、冲击和疲劳寿命测试，对已断裂失效螺栓进行组织和位错观察。结果表明：在循环载荷作用下，材料内部产生高密度的位错，并形成驻留滑移带，从而使服役后的螺栓材料屈强比上升，塑性下降。对未失效螺栓进行疲劳寿命试验，发现该批螺栓服役寿命仅为恒幅载荷条件下设计寿命的1／2左右，这是由于变幅载荷与恒幅载荷下材料的力学行为存在较大差异，从而导致其与按恒幅载荷设计的疲劳寿命出现偏差。

摘要：为了确保某小型实验堆工作安全可靠,其保护系统设计采用了多重冗余、独立性、降额和故障诊断等可靠性方法。并且,基于RBD和FTA模型对系统可用性和拒动率开展理论计算,定量评估了系统可靠性水平。通过对比可靠性设计开展前后的失效率等相关指标,验证了上述设计方法的有效性。研究结果表明,系统架构、器件电应力和诊断措施等因素对提升系统可靠性影响显著。文中的工程数据为同类型系统的设计和改造提供了可靠性增长的参考依据。

摘要：在火电站的热力系统中,其过热器的减温水由锅炉给水泵出口逆止阀上游的给水管道引出,当所需压力高于给水母管压力时,则需设置增压级来满足过热器对高温、高压减温水的需求。根据印尼苏娜拉亚电厂600MW亚临界火电机组项目的技术要求,我们开发设计了带有增压级结构的电动、汽动锅炉给水泵样机,并已通过试验获得成功。

摘要：CPR1000核电机组是基于法国 M310机组增加了12项重大改进后的堆型,也是目前国内在运机组中占比最多的堆型,其系统裕量反映了系统实际能力相比法律法规、设计要求和设计基准的保守程度,是机组安全稳定运行的前提.本文以安全注入系统(RIS)为例,利用一维热工水力计算平台建立了系统的仿真模型,并采纳机组调试和运行试验数据作为校核依据,提取上游反应堆安全分析数据作为设计要求,完成了系统在大破口失水事故(LBLOCA)下的裕量分析,为系统相关的安全评估、设备管理、工程改造等工作提供重要依据.

摘要：M5锆合金包壳是由法国法马通公司设计研发的,目前广泛应用于核电厂AFA-3G等系列的燃料组件。本文分析了国内外核电厂使用M5合金燃料包壳表面材料在堆内流致振动下脱落共性问题的研究现状,包括燃料组件外观检查情况、氧化膜厚度测量情况等,从而得出研究结论并提出合理建议。