简介：摘要：对国产反应堆压力容器锻件材料的性能进行了测试、分析、预测，按照核电工程的要求开展了试样取样及制备、化学成分分析、拉伸试验、冲击试验、参考零塑性温度RTNDT和参考温度T0测试。结果表明，国产反应堆压力容器锻件材料的化学成分符合标准要求，拉伸性能良好，冲击韧性上平台能量达300J以上，参考零塑性温度RTNDT≤-30℃，参考温度T0与国外同类材料相当，根据性能预测，材料具备充足抵抗中子辐照的韧性储备，国产反应堆压力容器锻件材料的综合性能优异。

简介：摘要反应堆压力容器处于核岛主回路设备安装关键路径上，反应堆压力容器的就位在施工逻辑上直接影响了其它主设备工作的开展，其施工质量也影响着后续设备的安装。本文以CPR1000堆型反应堆压力容器安装工艺，强调了反应堆压力容器安装理论要点以及注意事项，为后续项目相同或相似堆型反应堆压力容器安装施工提供借鉴和参考。

简介：摘要：核电站反应堆压力容器作为核电站反应堆压力边界的重要组成部分，其安装过程的质量和安全对保障核电工程建设顺利进行影响较大。本文针对反应堆压力容器安装工艺过程突出的3个安全质量高风险点进行分析，结合核电工程建设实践经验提出了对应的改进建议。

简介：摘要：反应堆压力容器是堆内最大且全寿期不可更换的安全I级部件，作为一回路冷却剂的承压边界，不仅承载着动载荷和温度载荷，还包容着强放射性的反应堆堆芯，压力容器的完整性决定了反应堆的安全、可靠运行。本文概述了RPV材料的脆化现象，介绍了RPV辐照监督和脆化评价方法。

简介：摘要：本文通过对比研究接管安全端异种金属焊接用ERNiCrFe-7及ERNiCrFe-7A焊接材料，对其化学成分、力学性能和金相组织进行分析，通过焊接材料的对比，讨论两种焊接材料的性能数据。

简介：摘要：核电站反应堆压力容器的维护策略受诸多因素的制约，实施有效的维护策略是保证其“安全、稳定、长久”的运行，增加经济效益的关键。以核电站反应堆压力容器为对象，采用量化的风险度量与 AHP相结合的方式，对核电站反应堆压力容器进行维护策略，并在此基础上，针对不同的风险区域，进行维护策略，以保证维护策略的客观合理性，提升维护策略的精确性与有效性。

简介：摘要：反应堆压力容器是核电站核心关键部件之一，压力容器的完整性决定了反应堆的安全、可靠运行，其服役寿命也决定了核电站的使用年限。本文概括叙述了反应堆压力容器材料的设计选用要求和发展历程，对压力容器的辐照脆化现象以及脆化评价方法进行了介绍。

简介：摘要本文通过对三门核电一期工程AP1000堆型反应堆压力容器的安装施工中质量控制管理进行的系统的技术管理总结，为后续AP1000核电站RPV安装施工的质量管理、控制提供参考和借鉴。

简介：摘 要 核电站商运后首次换料大修，安排有一回路水压试验，按照在役检查规范要求，完整在役检查伴随水压试验实施，需要同时执行反应堆压力容器在役检查。本文从前期筹备阶段、现场准备阶段、检查实施阶段、项目收尾阶段这四个阶段分析总结核岛站反应堆压力容器在役检查项目管理经验。

简介：摘 要 核电站商运后首次换料大修，安排有一回路水压试验，按照在役检查规范要求，完整在役检查伴随水压试验实施，需要同时执行反应堆压力容器在役检查。本文从前期筹备阶段、现场准备阶段、检查实施阶段、项目收尾阶段这四个阶段分析总结核岛站反应堆压力容器在役检查项目管理经验。

简介：摘要由于核电站堆焊层的材质特殊性，在对堆焊层实施超声检测时应考虑超声仪器选用、探头选用、探头布置、回波分析等多种因素。本文介绍了对核反应堆压力容器堆焊层进行超声检测的检验技术。

简介：摘要反应堆压力容器结构完整性是核电厂运行及延寿时需重点关注的问题之一。特别是承压热冲击(PTS)工况下反应堆压力容器结构完整性的验证工作对电厂能否安全运行有重要意义。为验证反应堆压力容器的结构完整性。本文分析了核电厂反应堆压力容器完整性问题。

简介：摘要近年来，我国的核电事业获得了快速的发展，在核电站运行中，对于反应堆压力容器的安装是一项重点工作。在本文中，将就核电站反应堆压力容器安装质量控制进行一定的研究。

简介：摘要：反应堆压力容器中接管和安全端作为一回路压力边界的重要组成部分，在核电站设备运行过程中承受高温、高压的交变复杂应力作用，是反应堆压力容器重要焊缝之一。通过对多台反应堆压力容器接管安全端焊缝焊接工艺及焊接质量进行分析，对常出现的焊接缺陷进行了梳理并分析了产生的原因，掌握了接管安全端焊缝质量控制要点。

简介：摘要：按照风险管理的基本理念，根据前期项目经验及ACP1000项目特点对反应堆压力容器设备制造过程中的各类风险进行识别及评价，给设备采购项目管理人员提供一些具体建议和应对措施。

简介：摘要：反应堆压力容器主螺栓是连接容器法兰和顶盖的紧固件，对避免核放射性物质外逸，保证压力容器正常工作起着重要作用。为了避免主螺栓安装后不易拆卸的问题，并在一定程度上防止腐蚀，主螺栓精加工后需进行磷化处理。本文主要研究锰基磷化处理过程中酸洗和磷化工序对螺纹中径尺寸的影响规律，对螺纹中径加工公差的控制起到一定的指导意义。

简介：反应堆压力容器的58根主螺栓和螺母的体积和重量较大，加上螺栓使用后其表面具有放射性沾污，导致人工清洗劳动强度大，工作环境恶劣，人员受辐射剂量多，还有人员体表沾污和吸入放射性微粒的风险。用机器完成清洗工作，可以显著降低工人劳动强度、减少人员受照剂量并大大提高工作效率。

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。