摘要：为有效应对核电站高能管道假想破口所产生的动力学效应,设计阶段必须根据力学分析结果采取实体隔离或加设防甩击限制器等措施。根据高能管道假想破口力学模型,给出了喷射力、喷射动能和特征长度的计算方法,并根据能量平衡原理提出了一种基于双线性法的H型防甩击限制器设计与校核方法。

摘要：由于Zr-2.5Nb为α+β双相合金,其真空自耗熔炼、锻造、β淬火、冷加工、预膜处理等制造过程中的α/β相转变要比燃料包壳用单α相合金复杂得多。为掌握压力管组织结构,利用OM、SEM/ECC、EBSD等技术对Zr-2.5Nb压力管制造过程中的铸态、锻态、热挤压态以及淬火锭坯和锻棒热处理试验结果进行了表征,分析了加工过程中的α/β相转变特点。结果表明,在熔炼、锻造、β淬火和热挤压等工序中,发生β→α/α′、β→α+β转变以及α相、β相再结晶等过程。冷却速度是影响Zr-2.5Nb合金α/β相转变类型和组织特征的关键。β淬火锭坯外表面冷却速度较快,转变组织以β→α′板条为主,锭坯内部冷却速度下降,转变组织为β→α′+α板条。冷却速度较慢的铸锭和锻棒存在α+β魏氏组织,发生β→α+β相转变,铸锭晶界α板条宽度可达1μm。热挤压管坯冷却速度相对较慢,β→α+β转变时以初生α相为基础而生长。锻造过程中,转变的α相还受变形和再结晶影响,呈现出板条、扭折板条、等轴等状态。

摘要：核电站反应堆循环停堆日期预测及循环长度的评价都是为燃料管理提供设计输入。本文介绍了两种循环停堆日期预测方法,并指出了其适用范围;同时介绍了循环长度的标定方法,并用该方法评价了几个循环的理论循环长度,最后分析了标定误差。

摘要：本文介绍了秦山第三核电厂(以下简称秦山三核)放射性废液处理系统的设计原理,并对系统在实际运行中出现的问题进行了分析;对实际变更改造中采取的改进措施进行了详实描述。在此基础上,提出了系统在初始设计中应该注意避免的几个问题,为新建核电站的系统设计和运行电站的变更改造提供了思路。

摘要：为解决稳压器喷淋阀在运行过程中出现的密封环磨损及碟簧断裂问题,以某核电站稳压器喷淋阀为例,对密封失效情况下碟簧的受力情况进行了仿真分析、实验研究及优化改进。首先,利用数值模拟方法搭建了去除密封环的喷淋阀流道模型,分析了不同压差下喷淋阀流场变化以及碟簧受力情况;然后,采用二维模拟得到了碟簧被挤压的临界压差,并利用相关实验对模拟数据进行了验证;最后,针对碟簧两侧压差过大问题进行了结构优化,并采用数值计算进行了验证。研究结果表明:在密封失效的情况下,碟簧两侧压差接近进出口压差,当碟簧两侧压差超过0.24 MPa时,碟簧会被挤压并脱离阀体;正常工况下,碟簧也会出现因两侧压差较大而脱离阀体的现象,说明这是导致碟簧往复运动失效的原因之一,而采用波形弹簧代替碟簧可有效解决这一问题。该研究结果对稳压器喷淋阀结构设计具有一定的指导意义。

摘要：介绍了安全厂用水系统(SEC)海水管道的防腐蚀体系,分析了在现有防腐蚀设计下存在的腐蚀风险,对该系统的防腐蚀设计进行了初步评价。

摘要：介绍了秦山三期重水堆核电站工程进展概况，包括土建工程、设计审查、设备监造、调试与生产准备、信息管理５个方面。反映了在承包商交钥匙的合同模式下，业主在工程管理方面所投入的精力和取得的进展。

摘要：介绍了秦山ＣＡＮＤＵ６机组因考虑到ＣＡＮＤＵ９设计的新技术，对主控制室所作的设计改进。主要是大屏幕显示器和配套的电站显示系统，优化的ＣＲＴ报警系统和美学设计改进。

摘要：介绍了秦山三期重水堆核电站为适应中国国情和秦山厂址和根据ＣＡＮＤＵ技术与国际核工业的发展，对原ＣＡＮＤＵ６的设计所作的１５项重要变更。

摘要：随着数字化技术不断发展,数字化控制系统(DCS)在新建的核电机组中得到了普遍运用。DCS网络作为DCS系统的信息高速“公路”,发挥着极其重要的作用,而网络构架设计和配置策略的不合理可能产生广播风暴,导致网络性能下降,甚至网络瘫痪。结合某核电厂DCS网络失效案例进行原因分析,阐述了DCS网络失效带来的启示及应对策略,不仅仅从提升DCS网络可靠性本身探究解决方案,更着重从DCS系统设计的角度去解决DCS网络失效引发的问题,提供了一种解决问题的新视角和新维度,以实现从根本上避免网络失效引发的不可接受的后果。