摘要：以我国百万千万级压水堆核电机组主蒸汽隔离阀为例,对主蒸汽隔离阀的设计要求与结构特点进行了详细的介绍,结合主蒸汽隔离阀的国产化研制现状,对该设备技术难点和研制过程中应重点关注的问题,如阀门设计计算、阀门执行机构的选用、原材料的质量保证、阀门密封性能、样机的鉴定等方面进行分析,相关内容在主蒸汽隔离阀的国产化过程中均得到了验证。

摘要：通过对国内外堆芯损伤评价方法的详细调研,提出适用于我国目前运行及在建核电厂的堆芯损伤评价方法,即堆芯损伤评价导则(CDAG)和国际原子能机构第955号技术报告(IAEA TECDOC-955)相结合的方法,并给出详细的系统顶层设计方案,为我国核事故应急堆芯损伤快速评价系统顶层设计的最终制定提供有利依据。

摘要：以某先进压水堆核电厂主管道为例,对核安全一级管道的结构完整性进行分析评价,并对根据规范设计的管道设计裕量进行了分析。管道结构完整性评价内容包括依据规范对管道强度进行评价、采用解析法求解管道温度场进行热棘轮评价、采用简化雨流法对管道进行疲劳寿命评价。计算结果表明,主管道最小壁厚减少至55 mm能够满足标准规范要求,但安全裕度较小,其中主管道支管位置的疲劳和热棘轮评价结果裕量最小。

摘要：核安全级阀门作为核电厂的一类典型重要设备,一直受到国家核安全监管部门的重点关注。申请核安全级阀门民用核安全设备设计/制造许可证的单位,按照相关核安全法规的要求,需要制作对应的模拟件,并须完成全部相应的鉴定试验。但相关规定中对于模拟件的尺寸选择、需要完成的鉴定试验项目没有给出具体的要求。本文结合许可证技术审查的经验反馈,对于申请核安全级阀门设计/制造许可证的申请单位选择模拟件的尺寸参数、准备模拟件制作的前期工作及实施模拟件制作的工艺过程控制等方面提出了一些基本要求,指出鉴定试验过程中可能产生的一些问题,为核安全级阀门民用核安全设备设计/制造许可证的申请提供技术参考。

摘要：蒸汽发生器制造过程中对管板进行深孔钻时,发生管板孔桥超差。管板二次侧的3个管孔C165-R59、C167-R59、C168-R58不能满足设计要求,管板一次侧的这些管孔满足设计要求。针对该不符合项,核审评单位联合蒸汽发生器制造单位和设计单位,从管板的强度、管板孔桥超差不符合项对流致振动的影响、堵管后的传热管应力分析、传热管堵管的压差对孔桥强度的影响、孔桥超差导致的传热管接触磨损等角度进行了结构安全性分析。分析结果表明,目前的堵管方案合理可行,但需加强在役阶段的跟踪检查,以保证修复的可靠性和质量。

摘要：介绍多样性保护系统之一的用于预期瞬态不停堆(ATWT)缓解系统,并分析ATWT缓解系统的多样性与独立性,同时结合相关法规对ATWT的设计中可能遇到的问题进行探讨。

摘要：某核电厂蒸汽发生器(SG)横向支撑采用标准化设计,支撑的形式比较复杂,有板壳型支撑件、线型支撑件,同时还使用了螺栓连接件和焊接接头等,导致其力学计算和评价比较复杂。借助有限元分析软件对D级工况条件下该核电厂SG上部横向支撑和下部横向支撑做了力学计算,并利用ASME第Ⅲ卷NF篇和附录F对各种形式的部件进行了评价。提出了在对SG支撑进行力学计算和评价中需要重点关注的问题。

摘要：对压水堆核电厂1E级安全壳内电动机的鉴定过程和鉴定文件进行审查,要求对鉴定试验结果与标准法规的符合性以及与安全壳内环境要求的一致性做出评价。首先介绍1E级安全壳内用电动机的老化试验、设计基准事故试验等主要鉴定试验,对随后审查过程中遇到的典型问题进行分析,并将IEEE 334与RCC-E两套标准进行对比探讨。

摘要：核电站建造阶段必须进行安全壳整体性能试验(CTT),验证在设计基准事故时安全壳结构的完整性。本文针对某核电厂3号机组预应力混凝土安全壳CTT进行非线性有限元分析。结果表明:筒体闸门洞口标高附近径向变形最大,预应力钢束承担了峰值压力0.483MPa作用下大部分设计内压,安全壳整体结构处于受压状态,与实际试验状态基本吻合。同时,对国内外法规标准关于安全壳峰值压力持续时间的规定进行总结,提出相关结论及建议,可为安全壳CTT方案设计提供参考。

摘要：CPR1000核电机组的联合泵房作为抗震I类物项,其在极限安全地震动(SL-2)作用下厂房结构的地震作用分析是结构设计和基础稳定性计算的重要环节。结合土-结构相互作用(SSI)数值分析的最新发展,以某联合泵房的集中质量简化模型为研究对象,基于ASCE4-98规范推荐的集总参数地基模型、黏弹性人工边界场地模型以及无质量地基模型,开展泵房结构的地震作用对比分析,总结均质场地和分层场地下的地震作用规律,对于泵房的结构设计以及稳定性验算具有一定的指导和参考意义。