喷丸覆盖率对800合金传热管残余应力和抗应力腐蚀开裂性能的影响

采用自主设计的喷丸机对核电蒸汽发生器用800合金传热管进行了外表面喷丸处理.研究了不同喷丸覆盖率对核电蒸汽发生器用800合金传热管的表面形貌、残余应力及其在10%Na OH溶液高温高压环境下的抗应力腐蚀开裂(stress corrosion cracking,SCC)性能的影响.结果表明,喷丸处理能显著改变800合金传热管的表面形貌和应力状态,且随着喷丸覆盖率的增大,800合金传热管中的残余应力减少,抗应力腐蚀性能显著改善.     

基于直流电压降法的传热管疲劳裂纹扩展速率测量

介绍了基于直流电压降法测量蒸汽发生器传热管690合金轴向疲劳裂纹扩展速率的销加载拉伸方法。该方法与其他方法相比较,可以直接采用原始管状材料,在线连续测量管状试样在不同应力强度因子下的疲劳裂纹扩展。通过对标准紧凑拉伸试样的类比分析,建立传热管试样的销加载拉伸模型,并对该模型进行电学和力学有限元模拟分析,确定直流电压降数据采集方法。验证试验采用核电蒸汽发生器用690合金传热管,分别研究了室温和高温325℃空气中载荷和温度对材料疲劳裂纹扩展速率的影响,试验结果采用Paris-Erdogan公式进行拟合,吻合度较好。扫描电镜下观察端口形貌,疲劳裂纹的扩展为穿晶形式,在穿晶断口上观察到明显的疲劳辉纹和微塑性区。     

大国重器:自主创新核电核岛主设备

在刚刚落下帷幕的第十八届工博会上,斩获金奖的EPR核电蒸汽发生器成为产业界和资本市场关注的焦点.EPR核电蒸汽发生器由法国AREVA公司设计,是我国首套完全自主化制造、建设的三代EPR(压水堆型)核电机组,上海电气核电设备有限公司(以下简称“上核”)在以往蒸汽发生器研制经验基础上,依靠自身的人员、技术、装备,通过科研立项、专题攻关、工艺试验、技术创新,完全掌握了EPR蒸汽发生器制造技术,循着“抢占世界核电制造高地”的国家战略迈出了坚实的一步.     

核电厂蒸汽发生器支撑板制造方案优化研究

以压水堆核电厂蒸汽发生器管子支撑板的制造过程为研究对象,运用多目标模糊决策动态规划理论对其技术方案进行优化,获得了满意的结果。     

福清核电1号常规岛主蒸汽管道P280GH焊接工艺评定

压水堆核电站主蒸汽管道是连接核岛蒸汽发生器与常规岛汽轮机的二回路大径厚壁承压管道,福清核电1号机组主蒸汽采用P280GH无缝钢管。由于主蒸汽管道使用条件特殊,安全等级高,所以对焊缝质量要求特别高。由于福清核电工程是中国核电工程有限公司成立以来的第一个总承包项目,第一次组织按照DL/T868-2004《焊接工艺评定规程》对主蒸汽管道P280GH焊接工艺进行评定,因此对公司后续核电项目具有参考和借鉴意义。     

690合金的Pb致应力腐蚀行为

采用反U型试样,对690合金样品在高压釜内进行了4400 h的应力腐蚀实验,以研究其在含Pb溶液中的应力腐蚀规律.利用扫描电镜和能谱仪等分析了690合金在含Pb高温高压水环境中的应力腐蚀行为.扫描电镜结果表明,690合金在测试溶液中发生穿晶型应力腐蚀开裂,裂纹内部堆积着腐蚀产物,并且Pb掺杂在其中.裂纹区域的元素面扫描表明,690合金表面生成的腐蚀产物膜内层富Cr、外层富Ni,腐蚀产物与基体膨胀系数的差异导致裂纹快速扩展.试样内外表面的腐蚀形貌差异明显,内壁呈晶格网状,外壁呈一定方向性腐蚀沟堑,主要是由于内外表面状态不同造成的.     

核电蒸汽发生器690合金管在高温高压水中的腐蚀电化学行为

通过模拟压水堆一回路水环境,研究了溶液温度(25~285°C)和溶解氧(DO)(20μg/L,2.1mg/L,8.4mg/L)对690合金电化学腐蚀行为的影响,及690合金在一回路水环境中的均匀腐蚀行为.极化曲线和光电子能谱的结果分析表明:随着溶液温度的升高,690合金的自腐蚀电位下降,自腐蚀电流密度增大,钝化区缩小;随着DO的升高,690合金的自腐蚀电位升高,自腐蚀电流密度降低,钝化区缩小;690合金在一回路水环境中的均匀腐蚀速率为0.244mg/(dm2·h1/2),形成了外层富Fe、Cr和Ni的氢氧化物和内层富Fe、Cr和Ni的金属氧化物的氧化膜.     

690合金高温连续变形动态再结晶行为

应用液压机对690合金圆锥试样在3种不同温度下(1100、1140和1180℃)进行连续压缩变形实验,利用光学显微镜和背散射衍射技术研究690合金在热加工过程的动态再结晶行为.研究发现:在连续热压缩变形过程中动态再结晶以三叉晶界形核—原始晶界形核—孪晶形核(孪晶界和孪晶碎化)—晶内形核的顺序发展,而孪晶促进了690合金的再结晶过程.     

高温气冷堆超临界蒸汽动力循环电站研究

模块化高温气冷核反应堆是一种安全性好、可用于高效发电和提供高温工艺用热的先进核反应堆,是国际核能领域第4代核能系统中6种备选堆型之一。将模块化高温气冷堆技术与目前已经成熟的超临界蒸汽动力循环技术耦合,发电效率将达到45%以上,比目前在役的压水堆核电站效率(33%左右)高出30%以上。我国已经掌握了模块化高温气冷堆技术;通过引进、消化、吸收,也已经掌握了超临界蒸汽动力循环技术;具备条件研究建造高温气冷堆超临界蒸汽动力循环电站,使其成为世界上最早实现的超临界核电站。     

蒸汽发生器二回路过冷沸腾的数值模拟

为深入研究核电蒸汽发生器二回路侧汽液两相的沸腾传热和流动特性,采用RPI模型对过冷沸腾区域壁面的热流分配进行划分,以此修正CFD程序中的两流体模型,并利用文献中的实验结果验证了修正后模型的适定性.最后以大亚湾压水堆核电站为例,采用该模型对蒸汽发生器内二回路预热段单元通道内的过冷沸腾进行计算,获得了通道内流体空泡份额、速度、温度、热流量分配等的分布情况.     

压水堆核电站的核辐射屏蔽近似计算

当前国内外广泛采用的分出扩散理论(Removal-DiffusionTheory)三群法和多群法,是计算压水堆核电站本体屏蔽内的中子和γ光子通量分布的方法之一,但该方法计算工作量很大.本文推导的二群扩散近似法,计算简单,又能满足压水堆核电站本体屏蔽设计计算的要求。     

压水堆核电站汽轮机叶根超声检测

本文阐述了压水堆汽轮机叶根的超声检测方法和验收准则,可适用于压水堆核电站机组汽轮机叶根部分的超声检验。为压水堆核电站制定汽轮机叶根超声检验程序提供了参考。     

我国核电厂安全壳内防氢爆设计及其改进情况

该文分析了压水堆核电厂氢气的来源、控制措施,并介绍了我国在役和在建压水堆核电厂防氢爆的设计情况、存在的问题和福岛核事故后的改进措施。     

蒸汽发生器U形管破裂事故的识别与诊断系统

论述了船用核动力装置中蒸汽发生器U形管发生破裂时的故障征兆及对U形管进行故障诊断的必要性，阐述了智能控制领域中的两个方面即模糊逻辑和神经网络，并探讨了它们之间的结合—模糊神经网络结构及其实现算法，利用模糊神经网络对蒸汽发生器U形管破裂事故进行了诊断，诊断结果表明该理论方法对此事故完全可以正确识别，进而证明该理论方法可以应用到船用核动力装置其他故障的诊断，能够满足船用核动力装置的诊断要求。     

固溶处理对Inconel 690合金组织影响

通过研究不同固溶温度对Inconel690合金硬度、晶粒度和析出相的影响,以期确定Inconel690合金固溶工艺.研究结果表明:固溶温度对Inconel690合金硬度有比较明显的影响,而对晶粒度影响很大.温度超过1 070℃时,发生晶粒显著长大现象.从理论计算和扫描电镜分析得出Inconel690合金中(Fe,Cr,Ni)23C6碳化物的完全溶解温度范围为1 070～1 090℃.     

压水堆核电站二回路腐蚀类型与防腐管理

压水堆核电站主要由一回路、二回路以及辅助系统组成,其中腐蚀主要发生在二回路及辅助系统。其设备部件及水汽管道在与水汽长期接触的过程中,不可避免地会发生不同形式的腐蚀。本文介绍了压水堆核电站二回路腐蚀类型,包括点蚀、晶间应力腐蚀、海水腐蚀等,简述了核电站全寿期防腐管理下,各阶段的主要管理内容。     

中国核电装备的国产化

 参考中国3大核电设备制造基地——东方电气集团公司、上海电气集团公司和哈尔滨电气集团公司,依据在建核电项目中核电装备的研发、制造等公开资料对目前核电装备的国产化进行了概要性描述。核电站的大型关键主设备包括核电站核岛的安全壳、反应堆、稳压器、蒸汽发生器、主循环泵,常规岛的汽轮机、冷凝器、除氧器、给水泵、汽水分离再热器等设备。对核电装备国产化整体现状的研究有助于对中国核电设备制造能力的认识,也指出了中国核电装备制造需要努力的方向。     

核电厂事件序列的分阶段分析

概率安全评价(PSA)常用的技术手段是事件树(ET)结合故障树(FT)的分析方法,由于ET/FT都是以布尔逻辑为基础的静态分析技术,对于事件发生时间不同所引起的事故进程的变化缺乏足够的处理能力.然而,事件发生的准确时间对确定事故情景的发展有时是十分关键的.本研究针对压水堆核电厂丧失主给水后辅助给水系统失效时间对事故进程的影响,采用可靠性框图和事件树方法,分阶段对该事故序列进行评价,结果表明,此事故进程中,提高操纵员执行U1规程的可靠性有利于降低本事故情景下发生堆芯损坏的可能性.简要分析了该方法的适用性.     

压水堆核电厂管道贯穿裂纹泄漏率计算分析

针对压水堆核电厂管道破前漏分析技术,开展贯穿裂纹泄漏率计算分析研究。通过数值仿真确定裂纹流道流动特性,研究裂纹几何形貌对裂纹泄漏率的影响;基于Henry-Fauske临界流理论编制用于压水堆核电厂管道贯穿裂纹泄漏率的计算程序,并将计算结果与实验数据进行对比,结果表明程序预测误差在30%以内。基于所形成的泄漏率计算程序,研究不同参数对泄漏率的影响,对于压水堆核电厂管道贯穿裂纹泄漏率分析具有指导意义。     

AP1000非能动安全理论及其工艺流程简述

我国第三代核电自主化依托项目浙江三门核电站2号机组主体工程全面开工,标志着我国开始引进目前世界上安全性最好、技术最先进的核电技术AP1000,那么什么是AP1000 AP1000是一种先进的＂非能动型压水堆核电技术＂。