华龙一号是中国自主研发的具有完全自主知识产权的第三代压水堆核电技术.介绍了华龙一号核电机组核岛主设备支承用大型液压阻尼器的自主研发情况,主要包括阻尼器的性能指标、结构设计、选材、强度设计、刚度设计、密封设计、控制阀设计、鉴定试验.

针对蒸汽发生器使用环境特点,分析设计了一种用以对一次侧接管进行封堵的防异物堵板结构。并对其进行了操作轨迹及抗冲击能力分析计算。样件制造完成后进行了模拟安装试验,结果显示该结构能满足特定环境的使用要求。

某核电站凝结水处理系统投运后导致蒸汽发生器液相中SO4^2-浓度升高，为此，分析了凝结水处理系统存在的诸多问题，如树脂混合、树脂分离及树脂扰动等。通过在混床内增加二次混合设备，采用先进的高塔分离法，设计均匀的布水装置，选用优质的离子交换树脂等措施，将使问题得到解决。

针对核反应堆压力设备环形密封面进行了泄漏监测与分析诊断研究,以自主化研制的新型蒸汽发生器的密封性能验证为对象,搭建了环形密封面泄漏监测系统,通过制作等比例试验件开展泄漏模拟试验验证了监测系统的有效性;针对蒸汽发生器,开展了数个升降温循环及稳态瞬态等密封性能试验的验证,试验中未监测到泄漏;试验后对蒸汽发生器监测数据进行了深层次分析,通过数据拟合与数据分布两个角度与模拟件真实泄漏数据进行对比分析论证,最终证明了研制的新型蒸汽发生器环形密封面的声发射监测数据不符合泄漏数据的衰减规律,因此蒸汽发生器未发生介质泄漏,密封性能可靠,具有工程应用的可靠依据,同时该监测方法也可进一步推广到其它压力设备的环形密封面的泄漏监测中。

核电站蒸汽发生器在使用氦气检漏过程需对蒸汽发生器二次侧进行整体密封,而二次侧为开放形筒体,直径大且带坡口,密封难度较大。通过对实现密封的难点进行分析,找出难点产生的原因,并对整个密封结构中的密封垫、螺栓、密封法兰逐个进行分析计算,设计出达到密封要求的密封结构,并通过了生产实践验证,为同类型产品的制造提供了可借鉴的经验。

介绍了蒸汽发生器管板与管孔密封焊缝的渗透检测工艺及操作,对常见的密封焊缝渗透检测的缺陷进行了分析,可为国内核岛主设备管板与管孔密封焊缝的渗透检测及质量控制提供经验,供同行参考。

液压胀接技术是核电蒸汽发生器管子和管板接头采用的关键制造工艺。介绍了液压胀接的原理,针对核电蒸汽发生器管板液压胀接后传热管内壁产生的压痕问题,进行了原因分析,并结合工程经验制订了改进措施,包括改进胀管器,改进胀接止环,对支撑圈使用控制,进行胀接过程控制。

文章介绍了某新型蒸汽发生器管子-管板全深度液压胀的主要工艺方法,对操作过程中可能发生的质量风险,以及相对应的预防这些质量风险的措施,通过试验论证预防措施的有效性等进行了详细的阐述,为后续新型核电蒸汽发生器的液压胀操作的质量控制提供经验参考。

蒸汽发生器是压水堆核电厂的关键设备之一,其中的传热管与管板一般采用胀管加焊接的方式保证密封性。传热管与管板之间的焊缝的几何尺寸小,应力情况复杂,同时该位置极易发生泄漏,因此该焊缝的应力分析与评价是核电厂安全的重要基础。文中采用有限元方法对传热管和管板焊缝进行了应力分析,分析中采用了多孔板等效、刚度等效和孔边环向应力等效等多种方法,简化了模型的复杂度,计算得到了各种工况下的应力情况,并按照ASME规范对其进行了评定。

核电设备的快断分析是力学安全分析中重要的组成部分。在热机耦合分析中,热边界的变化对安全分析有重要的影响。利用RCC-M规范在进行快速断裂评判中,热边界关系着安全分析的失效模式和评定限值的变化。以蒸汽发生器下部封头为例,结合RCC-M规范和有限元软件开展了虚拟紧急工况下的快速断裂安全分析研究,并讨论了热边界对分析结果的影响。研究表明:热边界参量(换热系数)的变化会影响快断失效模式和评定限值;RCC-M规范在核电设备快断分析方面有较高的安全因子。