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<正> 前言反应堆压力容器像常规电站那样,为保证它在整个服役期中连续安全运行,要求定期检查。但由于它的放射性,所以实现这种检查困难较大。检查的时候,要求将它浸没在15~30公尺深的水中,以便对检查人员有适当的防护,并且要在大于上述距离处遥控操纵检验设备。英国原子能管理局研究动力堆的安全和检查已近20年。在此期间,曾连续地发展和改进了
1979年S2期 1-4页 [查看摘要][在线阅读][下载 177K] [下载次数:21 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:157 ] - R.SAGLIO;
<正> 一、绪言压水型核反应堆压力容器的检验存在制造以及检控自动化方面的许多问题。本文首先讨论容器制造(材料和形状)和控制上的难点以及解决办法,然后讨论为了缩短检验时间增加可靠性便于自动监控而选择的设计。二、容器的无损检验程序 1.问题的提出图1是PWR核反应堆压力容器需要进行正规例行检验的不同部位。
1979年S2期 5-11+17页 [查看摘要][在线阅读][下载 327K] [下载次数:9 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:200 ] - M.T.DESTRIBATS;
原子能委员会根据法国电力公司和法美原子公司的要求,发展了一些应用于压水堆一回路各主要承压部件的独特检验方法和检验技术。这些检验方法和检验技术广泛地采用了各种无损检验方法: (1)涡流法,特别是多种频率检测装置,用以检测蒸汽发生器的管子以及压力壳的螺栓、螺帽。 (2)聚焦超声波法,从压力壳内部检测压力壳壳体及其封头的焊缝、壳体及蒸汽发生器的复合焊缝、稳压器的下部焊缝和螺栓。 (3)壳体复合焊缝的γ射线照相。 (4)壳体及封头组件的不锈钢衬里的电视检查及渗透探伤。此外,在一回路水压试验时,还要进行声学检测,并在运行中,作连续声学检测。目前,这些方法已应用于运行的反应堆和其它未投运的反应堆。用这些方法已经成功地检查了费森海姆的两只90万千瓦的及苏兹的反应堆。(每十年检查一次)
1979年S2期 12-17页 [查看摘要][在线阅读][下载 252K] [下载次数:36 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:186 ] <正> 荷兰RSV公司(原名RN公司——ROTTERDAM NUCLEAR)是专门设计和制造大型厚壁压力容器锻件和焊接结构钢板以及其他大型、复杂的焊接构件,其中包括压水堆和沸水堆的压力容器。该公司的质量保证试验室设置下列各专业试验室: 一、探伤检验试验室。内有下列设备: ——射线照相探伤方面,有一台8Mev的直线加速器,型号为SL69,由MEL公司制造,
1979年S2期 18-19页 [查看摘要][在线阅读][下载 67K] [下载次数:10 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:161 ] -
<正> 欧洲试验联盟(EUROTEST)成立于1962年,这个组织的主要任务是: 1.程序和控制方法以及检查方法的科学研究、发展和应用; 2.增进可靠性、安全性和质量; 3.整顿和发展检验标准; 4.建立检验和控制标准的科学基础; 5.推进技术教育,整顿人员培训和考核程序。欧洲试验联盟每二个月进行一次关于检验程序和探伤方面的先进技术的讨论和研究,每三个月出版一本技术报告集(用英文及法文)。
1979年S2期 20+55页 [查看摘要][在线阅读][下载 87K] [下载次数:6 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:148 ] - L.Cadiou;J.Comon;L.Dunand-Roux;J-M.Vassal;B.Houssin;
<正> 用于核反应堆压力壳厚壁锻件的低合金钢所必须考虑的主要性能是与使用有关的可焊性以及与运行性能有关的如突然断裂的性能、疲劳性能及辐照下的脆化性能等。钢材的选择不是固定不变的,至少有两个原因,推动钢材品种的改进;一是反应堆功率的增大,必须增大压力壳壁厚及直径。在某些情况下,为了更适应新的壁厚,有必要采用新的钢材。二是由于安全要求的不断提高,章程、规范、技术条件也在不断发展,这些经常推
1979年S2期 21-32+41页 [查看摘要][在线阅读][下载 452K] [下载次数:24 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:175 ] -
在核电站,蒸汽发生器管子损坏而造成停堆的事故是严重的。美国帕利塞兹自1973年至1975年底,因蒸汽发生器管子损坏停堆20个月没有发电。瑞士欠茨瑙1,西德奥布里希海姆,日本美浜,都因已运行的蒸汽发生器损坏严重而更换了新蒸汽发生器。根据美国的介绍,蒸汽发生器泄漏的管子的数量虽少,但只要有一个泄漏就需强迫停堆。一个100万千瓦的核电站,如果泄漏停堆,用其他的电力代替,每天的损失可以达到250,000美元。蒸汽发生器损坏的原因是多方面的,例如设计、制造、化学水处理、材料、安装等多方面的原因。在现法美原子公司对选择因科镍600作为蒸汽发生器的管材提供了依据,特译出如下。如需进一步了解蒸汽发生器的管子损坏情况可参阅本刊1979年付刊第1期第1—6页有关蒸汽发生器损坏情况的统计表。
1979年S2期 33-41页 [查看摘要][在线阅读][下载 399K] [下载次数:149 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:168 ] - A.Coulon;
<正> 引言由于核电站的大容量汽轮机低压转子的尺寸较大(轮毂直径为3米,长12米,重量接近160吨),因此,其低压转子不能做成整体结构,即不能由一个单独的锻件制成。由阿尔斯通——大西洋公司所发展的工艺是:将预先加工好的嵌装叶片用的叶轮红套在已经加工好的主轴上。这些叶轮——其数量一般与叶片级数(或“动叶级”)相同——是一
1979年S2期 42-55页 [查看摘要][在线阅读][下载 475K] [下载次数:41 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:184 ] - B.Houssin;洪丕柱;
压水反应堆的特殊核环境包括中子辐照和反应堆冷却剂系统的高温加压水。中子辐照引起材料的硬化,同时降低其韧性。对于在一定温度范围内,经历从韧性到脆性断裂转变过程的铁素体材料,这个影响是不能忽视的。本文叙述了辐照脆化机理的计算方法。中子积分通量辐照温度以及钢材的残留元素(铜、砱)的含量是控制韧性恶化程度的主要因素。本文提供了法国对反应堆压力壳铁素体钢环和焊缝所作的实验的最新成果。这些结果与以前报道过的数据极为吻合,设计计算显得保守。反应堆冷却剂系统的高温加压水对疲劳裂纹生长的影响由许多作者对铁素体和奥氏体钢作过调研。这些调研结果在本文中作了介绍。高温一次冷却水对铁素体钢(反应堆压力壳)的疲劳裂纹具有肯定的影响,但对奥氏体钢材(管道、泵、铸件……)则并无重大影响。
1979年S2期 56-78页 [查看摘要][在线阅读][下载 718K] [下载次数:97 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:226 ] 下载本期数据