简介：以定时截尾恒应力加速寿命试验所获得的失效数据为基础,通过整体分析方法对实际工况奈停下内压管的可靠寿命进行了评估,对内压管大批量工程化应用具有实际的参考价值.

简介：田湾核电厂1、2号机组计划自2014年开始向长周期燃料循环过渡,在AFA型燃料组件组成的堆芯中逐步装入TVS-2M新型燃料组件,经过3个燃料循环的过渡,堆芯将全部装载TVS-2M型燃料组件,以实现长周期燃料循环。燃料组件结构的改变使原堆芯热工水力分析不再适用。本文以长周期燃料循环过渡时期的5种典型堆芯组成情况为例,介绍了VVER机组稳态热工水力分析的程序和方法,对混合堆芯的稳态热工水力特性进行了重新分析。结果表明,混合堆芯稳态设计仍满足热工水力设计准则。

简介：高活度废放射源整备装置要求清晰可见和屏蔽性能良好的观察系统。通过对ZnBr2水溶液的可视性能、对电离辐照的屏蔽效果和耐辐照性能的研究，结果表明将ZnBr2溶液用在高活度废放射源整备装置观察系统中是安全可行的。

简介：堆内构件是核电厂反应堆冷却剂系统的主要设备。某制造厂在堆內构件制造过程中出现批量原材料PT漏检事件,造成大量人力和物力的浪费,影响到现场的工程进度。漏检事件反映出制造厂质量保证体系的缺陷,事件相关方应该加强质量管理和过程控制、做好经验反馈工作,提高我国的设备国产化水平,推动我国核电的平稳发展。

简介：核电厂安全壳建造过程中大量采用预应力技术，预应力在设计基准内压下的分布状况、损失规律直接影响到安全壳结构的耐久性。介绍了某核电厂安全壳结构和预应力系统的布置情况和预应力损失的分析过程，以闸门洞口附近水平预应力钢柬为例进行了预应力损失计算，同时计算了5年打压试验时安全壳结构的有效预应力。基于以上分析，利用ANSYS程序建立预应力混凝土安全壳有限元模型进行结构计算，对设计基准内压下的有效预应力作用进行了总结。结果表明，预应力系统承担了打压试验下大部分设计内压，安全壳整体结构是安全的，这些结论与安全壳的预应力系统设计理念一致，可供工程设计人员参考。