简介:控制棒驱动机构(CRDM)下部Ω焊缝及母材显示在焊前、焊后、水压试验后的液体渗透检测(PT)中均有出现,其形态基本为小于1mm的非线性显示,主要分布在焊缝两侧的弧段区。对显示的检测表明,原材料性能满足技术规格书的要求,同时存在C类、D类超尺寸夹杂物。PT显示部位可观察到非金属夹杂物及微裂纹。结合完工报告复核、材料复验、国外供货对比等分析认为显示与超尺寸非金属夹杂物相关。显示可采取有限打磨进行处理。建议提高原材料夹杂物采购技术要求,控制原材料中Al、Si、O的含量,在失效时可考虑覆盖堆焊(OVERLAY)、夹紧装置(CSCA)的维修方式以及进行适当的在役跟踪检查。
简介:开展国际合作、坚持国际接轨是我国核安全监管30年的一条极其宝贵的经验,也是我国核能安全健康发展的重要基础。当前在世界主要的核电大国中,我国在建核电机组数量最多,堆型最全。通过与国际组织的合作,不仅能借鉴核电发达国家的先进管理经验,也能对外展示我国核安全监管30多年来的成果,显示我国作为一个有核国家努力推动核安全的使命与担当,继而配合"一带一路"国家战略的实施,推动核电"走出去"。因此,有必要进一步加强核安全国际合作,充分利用国内国外两个资源,促进核安全监管体系和监管能力的现代化,保障核能事业安全高效发展。经济合作与发展组织核能署是核能专业领域非常重要的国际组织,具有广泛的影响力。本文将结合该组织的职能以及与我国核安全合作情况,就深化合作提出意见和建议。
简介:本文对先进三代核电AP1000的丧失正常给水事故从稳压器满溢、冷却剂系统压力边界完整性和燃料包壳完整性方面进行分析研究。由于AP1000设计中考虑汽机停机可能会引起电网扰动,因此考虑了反应堆紧急停堆之后汽机停机引起的丧失厂外交流电的情况。丧失厂外交流电后,主泵将停运,一次侧排热能力将降低,冷却剂升温升压;但丧失厂外交流电也将引起化容系统不可用,从而可能降低稳压器满水和冷却剂系统超压的风险。因此,本文对于不同的限制准则,分别进行交流电是否有效的分析评价。结果表明,无论交流电是否有效,在非能动堆芯冷却系统的运行下和操纵员动作下,堆芯余热可以有效导出,稳压器没有满溢,冷却剂系统的压力边界以及燃料包壳的完整性均能得到保证。