简介：秦山三期核电站在工程建造期间,1号机组反应堆主热传输(PHT)管道的一个管段的安装偏离了原设计,本文对这一事件发生的原因以及最终采取的焊接修复措施进行了分析和总结.

简介：主管道是核电厂反应堆冷却剂系统的主动脉。某制造厂在主管道预制资质取证模拟件制作过程中出现环焊缝横向拉伸试验结果不满足RCC-M标准规范要求,通过对比不同标准规范下的管道环焊缝横向拉伸试验要求和验收准则,得出从严要求的监管原则。从而得出核电标准与规范的编制是核电国产化的关键,是核电发展实现系列化、标准化和规范化的基础,我国核电建设亟需建立一套适应国情的、统一完整的压水堆核电厂标准体系。

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：描述了APl000主管道的制造技术要求，对国内近期APl000主管道热段的研制情况进行了综述，介绍了目前APl000主管道制造许可证的申请和颁发情况。

简介：本文采用一体化严重事故分析程序,以AP1000核电厂为研究对象,在以1#SG隔间主管道发生的小破口冷却剂丧失事故情况下,针对不同的破口尺寸及破口位置对氢气源项的影响进行分析。结果表明,氢气的生成量虽然与破口的尺寸有关,但并不呈现明显的变化规律,并且氢气释放的时间段较为集中,其主要来源于燃料包壳外的锆-水反应;而在破口尺寸相同的情况下,当破口位于主管道冷段时,氢气生成速率的峰值最大;同时最大总的氢气累积生成量出现在位于主管道热段的破口处。