简介：本文依据ASME．BPV规范，对新材料批准的方针、新材料申请的力学性能及其他性能要求、新材料申请和批准的流程、认可的国家或机构要求及新材料批准的规范案例等方面要求进行了说明和论述，同时对我国材料制造业普遍关心的ASME-BPV规范的核电材料制造取证也进行了简要阐述。

简介：通过分析高温气冷堆反应堆压力容器内壁非开口浅表性缺陷易漏检的原因、对比设计文件及检验和验收标准中的检验规则的不同处,制定防止漏检的措施并进行有效的验证,验证发现核1级厚板超声波检验除标准要求的直射法检验外,需增加斜射法检验才能达到良好的检验效果。

简介：综述了现有的反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力的测试结果和残余应力选取的实践经验。对于反应堆压力容器环焊缝,残余应力沿壁厚呈余弦分布,其最大值可取为60MPa。对于主管道对接环焊缝,最大残余应力区域通常位于在焊缝中心线且靠近管道外表面,而运行过程中的缺陷常出现在内表面区域,在进行安全性评价时焊缝最大残余应力可取为100MPa。

简介：介绍了国内外处理严重损伤螺栓孔修复的技术概况，结合国内处理反应堆压力容器主螺栓孔不符合项的核安全审查，给出了核安全审查中应关注的方面以及力学评价存在的问题，以期望对后续的核安全审查有借鉴意义。

简介：压力容器外部冷却系统是发生堆芯熔化严重事故之后为防止事故进一步恶化熔穿压力容器下封头而设置的重要安全系统。文章采用CFD软件针对第三代压水堆核电技术的压力容器下封头外部冷却系统的结构特点和运行模式进行建模,研究严重事故工况下不同入口流量和流道间隙对压力容器外部冷却系统的流动和传热特性的影响。研究表明入口流量越大,流体的平均温度越低,但流场的分布趋势是一致的;在流道的中下部区域,流体温度变化不明显,在流道的中上部区域,温度变化明显,径向温度梯度很大;流道间隙越大,流体的平均温度越低;流道间隙越窄,局部换热会强化,但流道的阻力会增加,流道结构设计的优化有利于提高压力容器下封头的安全裕度。

简介：本文以国内某核电厂CPR1000为例,阐述了18个月换料对CPR1000反应堆压力容器辐照监督试验、辐照监督大纲等的影响,并对18个月换料模式下的辐照监督提出了改进建议。

简介：由于铀浓缩工业所涉及的原料与产品均是未经辐照的铀,人们普遍认为装满物料容器的外照射水平比空容器的高,应更加注重其外照射剂量水平。然而,在实践中发现,刚刚倒空的容器比其装满物料时的外照射水平要高。由此,本文对铀浓缩厂物料容器外照射水平进行了调查研究,给出新近倒空容器外照射水平较高的原因,提出要注重对新近倒空容器的外照射辐射防护工作。

简介：利用NRC安全分析软件TRACE程序以及辅助建模工具SNAP程序,建立了深水池式低温供热堆（Deep-poolLow-temperatureHeatGeneratingReactor,DLHGR）模型,进行了稳态和瞬态分析,得出了合理的分析结果,并发现了设计中存在的优点和不足。

简介：核电厂薄壁大直径贮水容器储备了大量核电厂生产工艺用水,为各个相关系统提供水源或冷源,其中一些贮水容器是核电厂的安全功能的重要组成部分,贮水容器的水装量及水质对核电厂的安全运行至关重要。国内核电厂近期发生了数起贮水容器负压变形事件,这些事件多是由于水箱在排水过程中进气不足而产生负压超出水箱设计承受能力,同时因对水箱的负压保护失效,最终导致水箱局部变形。本文介绍了核电厂的主要贮水容器,分析了贮水容器负压变形事件的原因,建议核电厂营运单位保证相关贮水容器负压保护设施的设计、安装正确,加强对贮水容器移交时呼吸阀/孔的检查,减少呼吸阀/孔人为封堵的情况,防异物封堵呼吸阀/孔时使用通气性好的材料,合理安排贮水容器排水工作,制定排水工作程序,加强对相关经验信息的反馈。

简介：国内某核电厂运行技术规范规定反应堆功率运行模式下“一回路系统压力维持在155±1bar.a”,但反应堆冷却剂系统正常压力调节可能导致一回路压力超出此范围。文中对一回路压力的调节原理进行了分析,列举了相关文件的技术要求,回顾了运行技术规范的发展历史,最终说明运行技术规范的内容不适当。最后,给出了运行技术规范关于一回路压力管理的建议。

简介：核电厂一回路压力边界存在的死管段现象易导致设备缺陷,对主冷却剂泄漏率控制具有重大影响,此类缺陷处理的技术难度和标准很高。本文对某核电厂实施的国内首次死管段止回阀及缺陷管道更换项目进行了分析,结果证明,通过技术方案保守分析和选择、采用故障树分析法确定项目风险点并进行分类、采用鱼骨图分析法确定风险管控措施并分阶段进行过程控制等,可提高项目管理的可靠性。