简介：

简介：摘要：焊接在核反应堆压力容器的设计和制造中是关键的技术和工艺。反应堆压力容器中接管段的制造为压力容器制造的主线。本文通过介绍接管与接管段组焊的技术阐述接管段制造的焊接难点及工艺措施。结合材料及结构特点，分析易产生焊接缺陷、焊接变形及改进措施，为后续主设备的制造提供了经验及技术保证。

简介：摘要：自改革开放以来，我国核电事业蓬勃发展，在迈入新世纪的十余年里，我国建设了大量的核电站，目前在役和在建的核电站主要为二代半和三代压水堆核电技术，本文在对压水堆反应堆压力容器进行介绍基础上，对比了不同堆型的反应堆压力容器的结构差异，为后续反应堆压力容器的制造积累了经验。

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简介：摘要本文对CPR1000堆型反应堆压力容器控制棒驱动机构管座（简称CRDM管座）过盈连接的各项参数进行计算，在对CRDM管座冷装固定方式分析的基础上，结合工艺试验验证了理论计算及所推荐的经验数据是正确可靠的，对CRDM管座冷装控制具有非常重要的指导意义。

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：介绍了国内外处理严重损伤螺栓孔修复的技术概况，结合国内处理反应堆压力容器主螺栓孔不符合项的核安全审查，给出了核安全审查中应关注的方面以及力学评价存在的问题，以期望对后续的核安全审查有借鉴意义。

简介：摘要：反应堆压力容器（RPV）是反应堆压力边界的重要组成部分，其内部安装有反应堆堆芯、堆内构件、堆内支承件，以及控制和安全运行所需的控制和测量元件或组件。反应堆压力容器作为包容反应堆堆芯的容器, 起着固定和支承堆内构件的作用；作为反应堆冷却剂系统的一部分, 起着承受一回路冷却剂压力的压力边界作用。反应堆压力容器保温层设置在RPV外侧，包容了整个RPV，保温层为金属反射式保温层。压力容器保温层安装施工采用了全新工艺，要求安装精度较高，施工难度较大。为保证福清核电工程反应堆压力容器及其保温安装质量，我们对施工重点、难点进行了分析，主要分析研究了预埋支承板位置尺寸控制、保温支承盒方管尺寸定位、压力容器翻转抱环螺栓紧固力矩问题和压力容器支承垫板的测量加工问题等，并提出了相应的纠偏措施和预控措施，验证了实施效果，提出了今后进一步的改进措施和努力方向。

简介：摘要：核电主设备反应堆压力容器制造过程中零部件需焊接临时附件，以满足容器制造、过程中焊接、加工、翻转、转运的需求。临时附件的合理设计和稳定使用，关系到整个反应堆压力容器的安全制造，甚至影响核电项目建设的周期。针对某核电项目反应堆压力容器临时附件起重时发生断裂为例，从临时附件的设计强度、材料、焊接方面分析原因，明确临时附件装焊的控制技术措施，为后续压力容器的安全稳定制造提供指导和借鉴。

简介：摘要:核反应堆是核电站的重要组成部分，但是其具有较强的危险性，为了确保发电质量以及避免影响工作人员的安全。需要强化相关设备的管理，以反应堆压力容器为分析对象，顶盖和筒体法兰连接紧固件,反应堆压力容器主螺栓安装质量的高低将直接影响核电站的安全､稳定｡国内外核电厂在装配过程中均出现过主螺栓卡涩问题,造成严重的工期延误及巨大的经济损失｡分析主螺栓卡涩的因素,并提出针对性预防措施,对防止主螺栓安装过程中卡涩有一定的指导意义｡

简介：摘要：随着自动控制技术和核电技术的迅速发展，机器人技术被广泛应用于核工业领域。特别是在有放射性的核环境下，通过工作人员远程控制机器人完成相应的无损检测的任务，不但可以有效减少现场作业人员的辐射伤害并减轻工作负担，而且能提高无损检测效率和准确性。核反应堆压力容器和压力容器顶盖是核电站重要部件，在核电站役前和在役期间均需要进行必要的检查。由于工况的特殊性，人员无法进入压力容器内部或顶盖下方，同时出于无损检测重复性及稳定性的需要，针对压力容器及顶盖的检查主要由6轴/5轴机器人的末端携带超声或者其他检测探头进行自动检测。

简介：摘要本文简述了华龙一号核电反应堆压力容器预引入在巴基斯坦卡拉奇K2/K3核电项目的实施过程，对反应堆压力容器预引入与土建施工的相互逻辑关系进行了介绍。反应堆压力容器预引入施工方法在华龙一号核电安装工程中切实可行，能够使反应堆压力容器安装提前启动，有效降低主回路设备安装关键路径工期风险，可为同类核电安装工程反应堆压力容器吊装提供第二选择参考。

简介：摘要反应堆压力容器主螺栓拉伸装置在核反应堆压力容器密封中发挥着较为重要的作用。主螺栓拉伸装置的设计要求与压力容器和主螺栓结构特点之间存在着较为密切的联系。本文主要从反应堆压力容器主螺栓拉伸装置的设计要求入手，对拉伸机中的关键部件进行了有限元分析。

简介：反应堆压力容器是核电厂的核心设备,在国产化制造过程中发生了较多质量问题.通过对压力容器制造过程中不符合项及质量监督发现问题等数据的统计分析,研究了压力容器在国产化制造过程中质量控制的特点和难点,分析了问题的根本所在并指出改进方向.所述数据、内容与观点将为进一步做好反应堆压力容器以及其他类似设备制造质量控制和监督管理提供参考和指导.

简介：Inconel690合金具有优良的耐腐蚀性能和良好的高温机械性能,因而被广泛应用于压水堆核电厂核岛设备的制造.作为反应堆结构材料,抗晶间腐蚀是应具备的重要性能,工程设计文件中通常要求对690合金进行晶间腐蚀检验,然而在标准中却没有该项内容.通过晶间腐蚀机理、690合金的耐蚀性能和热处理工艺对其的影响等方面,分析了反应堆压力容器制造过程中690合金进行晶间腐蚀检验的必要性.

简介：摘要AP1000反应堆压力容器作为AP1000核电站中的最为重要的承压容器之一，能有效包容放射性产物控制和减少核电从业人员、电站各类仪器设备在运行过程中受到的辐射，是核电厂一道重要的安全屏障。。但是由于AP1000反应堆压力容器结构组成较为复杂，其在制造过程中还存在一定难点，对于AP1000反应堆压力容器制造质量和实际作用效果也有很大的影响。基于此，就应在AP1000反应压力容器制造过程中制定一系列监造应对措施，改善相应设备制造缺陷。

简介：摘要：反应堆压力容器主螺栓拉伸装置在核反应堆压力容器密封中发挥着较为重要的作用。主螺栓拉伸装置的设计要求与压力容器和主螺栓结构特点之间存在着较为密切的联系。本文主要从反应堆压力容器主螺栓拉伸装置的设计要求入手，对拉伸机中的关键部件进行了有限元分析。

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简介：①一家图书馆的墙上，贴着这样一张告示：本馆所有知识免费，请自备容器。读者看了，不禁莞尔。知识是免费的，可你得有盛知识的容器啊，这个容器就是你的大脑。不自备，别人永远帮不了你。

简介：在生活中,我们会用到各种各样的容器,那么,你们知道哪些容器呢?又是否知道它们对应的英文呢?让我们一起来把表示容器的英文单词找出来吧!