核电厂安装和运行阶段,反应堆压力容器(RPV)螺栓的精确预紧是确保设备密封的重要步骤。介绍了一种适用于RPV螺栓预紧的新的技术——液压螺母拉伸技术,从工作原理、结构组成、螺栓预紧应用、操作效率、运行维护等方面简述了这种技术的特点和应用情况,并通过对比现有整体、单体螺栓拉伸技术,提出了这种技术的优点和局限性,为后续反应堆压力容器螺栓预紧提供一种新的选择,也为国内大直径紧固件预紧技术的推进提供一些参考。

核电厂建造期间,反应堆压力容器密封盖用于隔断换料水池和反应堆,密封边界长且依靠自重密封。文中进行了压力容器密封盖泄漏分析和结构强度分析,结果表明,压力容器密封盖设计满足使用要求;结合分析和现场使用情况,提出了进一步的改进建议。

反应堆压力容器C形密封环由3层结构组成,在实际服役过程中,各层结构间相互作用机理复杂,多次压缩-回弹循环后,密封结构有循环松弛现象出现,导致密封性能衰退。针对上述循环松弛现象进行了实验研究,获得了C形密封环密封性能随循环次数的衰减规律,研究了其循环松弛特性;通过理论模拟计算分析获得了循环松弛规律的总回弹量、有效回弹量、工作点线载荷等特征量;通过实验与理论模拟计算结果的对比,揭示了制造工艺对循环松弛特性的影响规律。本文研究可用于指导C形密封环的服役性能评价及制造工艺控制和优化。

反应堆压力容器检查机的主立柱部套是检查机于容器轴向定位和用于超声视频检查的关键部套,其运动的精准性对反应堆压力容器检查机的定位精度和可靠性具有重要影响。对实际制造装配进行研究,并通过理论计算,分析并确认了主立柱运动不同步的两个关键原因,最后通过装配工艺的改进,完成了主立柱伸缩管三组钢丝绳于水平状态下的预紧力及各端调节螺纹长度的调试,调试完成后经测试能够满足竖直状态下主立柱各级伸缩管同步运动的设计要求,精度满足使用要求。

简要介绍了反应堆压力容器在实际生产中检测时所采用的相关技术,并对不同检测技术的优缺点进行了概括,对同类产品的检测有一定的借鉴指导作用。

反应堆压力容器作为反应堆冷却剂系统的高压承压边界设备,其密封性能直接影响反应堆运行的安全性和可靠性。为了提高反应堆压力容器密封性能,系统分析了压力容器顶盖法兰锥段、顶盖法兰厚度和密封面倾角三方面结构形式变化对密封性能的影响,并获得了上述结构参数的优化设计方向,为提高压力容器密封性能和后续密封结构设计提供了指导。

针对反应堆压力容器接管安全端焊缝超声检查装置进行了总体结构设计,设计的吊装机构解决了偏心吊装问题,轴向拉伸机构提高了设备安装效率,轴向与周向定位方法保证了超声检查定位精度与重复定位精度。该检查装置独立携带多超声托盘实施接管安全端超声检查,能与大型压力容器检查装置并行工作,可为压力容器接管安全端超声检查提供一种高效、安全的接管安全端焊缝超声检验方式。

反应堆压力容器（RPV）在承压热冲击（PTS）载荷下结构完整性评定中由于很多参数的假设是确定的,分析结果偏保守。实际上许多参数（如裂纹尺寸、中子辐照等）具有统计特性,因此需要采用概率论的方法对RPV进行断裂力学分析。文中首先介绍了RPV受PTS作用时的结构完整性评价方法,其次介绍了RPV受PTS作用下采用概率断裂力学分析RPV可靠性的方法。最后实例中,利用概率断裂力学分析方法对RPV进行了分析评价,并初步讨论了对RPV进行概率断裂力学评定遇到的问题。

针对某设计寿命30 a、欲再延寿20 a的核电厂反应堆压力容器,文中利用NRC-RG1.99（Rev.2）以及ASME规范等,从材料辐照脆化参数、压力-温度限制曲线、材料承压热冲击分析、快断评价的角度,讨论中子辐照对该反应堆压力容器的影响,分析结论认为,该反应堆压力容器能够满足50 a的使用寿命要求。