摘要：核电厂核级阀门作为反应堆一回路系统压力边界,其抗震性能是衡量其安全可靠性重要技术指标,本文以典型安全阀为例深入分析了阀门采用等效静力法的边界条件,建立了有限元仿真模型,采用模态分析及试验法获取了安全阀固有频率。通过等效静力法对阀门极端工况的最大应力进行了校核,并根据ASME规范及RCCM规范应力评价准则对危险路径等效应力完成了评定,结果表明阀门抗震性能满足技术要求。相关分析方法为核级阀门抗震性能分析提供了重要参考,相关分析结果也可为安全阀的选型设计、生产研发及设计优化提供了参考依据。

摘要：风力发电螺栓连接预紧力的监测特别重要。本论文研究设计了一种植入式智能螺栓预紧力监测系统,由预紧力采集、数据传输、测试监测系统三部分组成,将螺栓主体作为传感器,用短距无线传播技术将螺栓预紧力数据采集,通过光纤将数据传输至集控中心监测系统进行螺栓连接预紧力的监测。为判断螺栓连接结构的可靠性提供了判断手段,具有广泛的应用空间。

摘要：针对核电站用海水蝶阀在不同的运行工况中存在各种失效现象的问题,分析了与海水接触的金属材料失效的主要原因。采用金属表面涂覆涂层作为防腐措施来解决这类问题,并建立了一种可以对比不同涂层品牌综合性能的试验方法。结果表明,使用耐腐蚀性好、适用性好、成本低的涂层品牌作为防腐方案,可以大大降低核电站的后期运行维护成本。本文试验方法和结果可用于海水蝶阀设计、制造和维修过程中的防腐措施。

摘要：随着国家对核电站建设力度不断加大,国外企业不再对我国核电领域产品进行供货。为摆脱国外企业对快速接头供货的束缚,国产化研制势在必行。核电站疏水、排气系统离不开快速接头的使用,快速接头可以提高管路的插拔连接效率,能够方便、快速、安全地接通和断开工作介质。基于此,针对快速接头进行分析研制,改良了不合理的结构设计,以保证改良后的快速接头能较快投入使用并满足技术参数的要求,实现核电机组安全、稳定、可靠运行。

摘要：试验采用两种机械加工Y形环和一种拉拔Y形环应用于核电站控制棒驱动机构Canopy焊缝,研究不同Y形环对Canopy焊缝焊接工艺及焊缝性能的影响。结果表明:机械加工Y形环为整圈环,相比拉拔Y形环,更有利于定位焊;机械加工Y形环(控公差)与拉拔Y形环装配间隙范围相当,比机械加工Y形环装配间隙范围大,更有利于工程应用;3种Y形环熔成的Canopy焊缝组织主要由铁素体和柱状奥氏体组成,无明显差异;3种Y形环熔成的Canopy焊缝经23.1~23.3MPa水压试验,焊缝表面均无渗漏,无可见变形。该研究为机械加工Y形环应用于核电站控制棒驱动机构Canopy焊缝提供了宝贵的经验。

摘要：试验采用专用自动TIG焊机焊接核电站控制棒驱动机构Canopy焊缝,选用机械加工Y形环作为填充材料,研究Canopy焊缝组织和性能。结果表明:通过自动TIG焊,机械加工Y形环熔成的Canopy焊缝,成形良好,宽度适中,焊缝与母材冶金熔合良好;焊缝组织主要由板条状或骨架状铁素体与快速凝固的柱状奥氏体组成;经23.1~23.3MPa水压试验,Canopy焊缝表面无渗漏,无可见变形;维氏硬度结果表明:焊缝硬度在210HV左右,焊缝硬度分布均匀。该研究为核电站控制棒驱动机构Canopy焊缝用机械加工Y形环提供了宝贵的经验。

摘要：数字化仪控系统在新建核电厂和现有核电厂的改造中得到了应用,为了确保最终的数字化仪控系统满足要求的可靠性和可用性,需要在系统全生命周期(可划分为系统需求设计阶段、设备开发阶段、安装与调试阶段和运行与维护阶段)中开展全面的测试和验证活动。为降低核电厂数字化仪控系统由于系统设计缺陷导致后续系统设备开发等阶段变更的风险和成本,设计验证工作应由独立于设计人员的验证人员尽早采用适宜的方法开展。本论文主要针对核电厂数字化仪控系统需求设计阶段验证技术开展研究,通过对国内外核电厂设计验证相关法规标准要求的研究,以及核电厂数字化仪控系统运行过程中发生的设计缺陷导致的故障原因分析,明确了核电厂数字化仪控系统设计验证应关注的要点,给出了设计验证的实施方法。最后本文对工程实践中的静态验证和动态验证实施流程进行了说明。

摘要：对核电工程英国通用设计审查的技术特点和主要挑战进行了分析;结合设计审查过程中的管理实践,重点就通用设计审查中质量保证关键要点进行了分析和归纳,包括充分了解监管方的要求及英国环境特殊要求、整合的项目质量保证体系和有效的技术管控三个方面;对申请方所开展的通用设计审查活动进行了总结并给出了建议,为我国核电企业开展通用设计审查以及国内核电工程设计质量保证实践提供了借鉴。

摘要：核动力厂的设计中通过对物项进行安全分级,来确保物项的设计、制造、建造等满足适当的要求,达到与其执行的功能相符的可靠性。本文简要介绍了根据安全重要性对核动力厂物项进行安全分级的方法以及应考虑的因素。针对物项安全分级中应考虑的未能执行某一安全功能的后果,使用核动力厂不同工况下对公众和工作人员的剂量准则来划分“高、中、低”后果。通过研究提出放射性“高、中、低”后果定量化的建议,以使得该方法在用于核动力厂物项安全分级时更具有可操作性。

摘要：核电厂主控室无过滤渗漏风(内漏)的放射性影响是可居留性评价的重要部分,目前针对该部分的剂量模型过于简化,不符合实际工程设计。本研究结合核电厂实际设计特征,对内漏源项迁移机理进行研究,推导放射性活度微分方程,建立主控室可居留性内漏剂量模型,选取典型设计基准失水事故(LOCA)和发生堆熔的大破口失水事故(LB-LOCA)开展模型应用,并与目前常用的简化模型进行对比。结果表明,采用简化模型在LB-LOCA工况下的剂量结果小于采用本研究模型的结果,简化模型无法包络所有事故情景。经分析,本研究建立的内漏剂量模型更符合实际场景,适用于主控室可居留区域的内漏影响评价,并可用于内漏试验结果的验证以及工程项目设计。