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核电厂反应堆压力容器是堆内个可更换的重要部件,保证其安全可靠,对于核电厂口的安全运行具有重要意义。根据《秦山核电站反应堆压力容器材料辐照监督大纲》的要求,在反应堆压力容器中设置辐照监督管,监测反应堆压力容器环带区筒体及焊缝因中子辐照和热环境引起的材质性能变化。定期抽出辐照监督管,实测辐照监督试样延性断裂韧度JIC试验数据,作为判断压力容器材料辐照脆化程度的参考数据,并用于修定反应堆冷却剂压力-温度限值曲线,以防止压力容器发生脆断,从而保证反应堆安全运行。同时为压力容器以及核电厂的寿命评估和延寿积累数 相似文献
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由于长期在中子辐照场、温度场以及应力场的作用下,反应堆压力容器材料性能会出现蜕化的现象,主要表现为韧脆转变温度升高,屈服强度增加,以及断裂韧性降低等。为了监测压力容器材料的辐照效应,需要在反应堆内安装一定数量的监督管,定期抽出进行辐照监督试验。通过进行反应堆压力容器的辐照监督试验可以获得压力容器材料辐照脆化及辐照环境的相关数据,利用这些数据修订反应堆冷却剂压力-温度限值曲线,以防止压力容器发生脆断,从而保证反应堆的安全运行。 相似文献
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对反应堆压力容器材料进行辐照监督是保障压力容器在设计寿期内安全运行的一项重要措施,其中,冲击试验是重要组成部分。 秦山核电公司30万干瓦反应堆压力容器用A508-3钢制成,它是一种铁素体低合金钢。筒身段的参考无延性转变温度(RTNDT)低于-20℃。但由于反应堆的中子辐照效应,钢的韧性下降,无延性转变温度上升,钢材性能从韧性向脆性转变,从而增加了压力容器发生脆性断裂的可能性。 辐照监督的目的,在于监测压力容器环带区(即压力容器筒体正对活性区的环带)材料受中子辐照和热环境影响所造成的材料性能变化。根据《辐照监督大纲》,定期从堆内抽出监督试样进行试验,实测冲击韧性试验数据,得到△RTNDT,并用这些数据来确定反应堆开、停堆的压力-温 相似文献
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PWR反应堆压力容器监督数据分析及寿命初步评估 总被引:1,自引:0,他引:1
由于长期在中子辐照场、温度场以及应力场的作用下,反应堆压力容器材料性能会出现蜕化的现象,主要表现为韧脆转变温度升高,屈服强度增加,以及断裂韧性降低等。为了监测压力容器材料的辐照效应,需要在反应堆内安装一定数量的监督管,定期抽出进行辐照监督试验。通过进行反应堆压力容器的辐照监督试验可以获得压力容器材料辐照脆化及辐照环境的相关数据,利用这些数据修订反应堆冷却剂压力-温度限值曲线,以防止压力容器发生脆断,从而保证反应堆的安全运行。随着反应堆服役时间的增加,PWR冷却剂的压力-温度运行窗将逐渐缩小,直到寿期末运行窗将… 相似文献
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对反应堆压力容器材料进行辐照监督是保障压力容器在设计寿期内安全运行的一项重要措施。辐照监督管装有压力容器筒体及焊缝材料试样,用于监测压力容器的辐照损伤程度,以指导反应堆压力容器的安全使用,是堆本体重要的核部件。由于运行中堆芯吊篮的紧固件部分脱落需要进行维修。辐照监督管支承、定位结构改造是美国西屋公司承担的秦山核电公司堆芯吊篮修复的组成部分, 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报》2017,(0)
正压力容器是反应堆中不可更换的关键部件,对核电站的安全与寿命具有重要的作用。但是它长期承受着高温、高压和大剂量高能中子的辐照,这将导致其脆性断裂风险不断增加。因此,为了核电站的安全运行,需了解在役压力容器的脆化情况。本文针对该问题,对田湾二号机组第2根辐照监督试样开展了冲击与断裂韧性试验,从而获得韧脆转变曲线和主曲线等。研究结果具体如下:1)经过堆内高温和辐照环境后,母材、焊缝、热影响区材料均表现出一定程度的脆化特征(图1); 相似文献
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奥氏体不锈钢通常用来制造核反应堆内部部件(如堆芯围筒),经中子辐照后,其微观结构发生变化,从而导致力学性能的变化。焊缝热影响区材料在熔焊过程中受到焊接热循环的影响。本文研究了中子辐照对奥氏体不锈钢焊缝热影响区材料微观结构及力学性能的影响。试验材料选用退役压水堆中的AISI304不锈钢焊件。该材料在反应堆中经历了11次反应堆循环,最大辐照剂量为0.35dpa,温度为573K。通过试验得到不同辐照剂量下,热影响区材料和母材区材料的力学性能和微观结构。力学性能通过拉伸实验获得,采用室温和573K两种不同试验温度。用透射电镜观察材料的微观结构。运用弥散障碍硬化模型得到力学性能与微观结构之间的关系。试验结果表明:仅用透射电镜中观察到的中子辐照产生的缺陷并不能很好解释中子辐照硬化。在透射电镜中观察不到的那些小的辐照缺陷也能产生辐照硬化。 相似文献
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VVER-1000型反应堆压力容器热老化分析评估 总被引:2,自引:2,他引:0
本文系统介绍了VVER-1000型反应堆压力容器(RPV)的温度监督情况,针对田湾核电站1#机组RPV的温度监督测试结果进行分析,评价运行3年后RPV力学性能(包括拉伸、冲击、断裂韧性)变化行为及热老化脆化机理,评估了当前田湾RPV服役运行后的热老化脆化状态和温度监督的时间安排。结果表明,温度监督样品经过堆内高温环境考验后,焊缝材料表现出一定程度的脆化特征,但母材、热影响区脆化不明显。与康采恩模型的结果和俄罗斯数据相比较后,认为田湾核电站1#机组RPV热老化脆化情况在合理范围内。 相似文献
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田湾核电站反应堆压力容器承压热冲击分析 总被引:1,自引:1,他引:0
反应堆压力容器(RPV)是核反应堆中不可替换的关键设备。田湾核电站在役前检查阶段,发现反应堆压力容器2#焊缝存在超标缺陷,2#焊缝处于堆芯筒体段,属强辐照区。为评价该缺陷的可接受性,采用有限元方法对反应堆压力容器2#焊缝进行了承压热冲击分析,在分析中考虑了小破口失水事故和安全阀误开启这两种最严酷工况。计算结果表明:有限元分析的结果与外国专家推荐方法的计算结果基本吻合,且田湾核电站反应堆压力容器2#焊缝寿期末的脆性转变温度小于最低容许脆性转变温度,能满足防脆断的设计要求。 相似文献
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秦山核电站一期反应堆从1992年1月21日至2007年10月28日,经历了第1循环至第10循环。反应堆运行了4378.7d,3885.8等效满功率天(EFPD),10.64等效满功率年(EFPY),平均热功率为857Mw。依据辐照监督大纲要求,对秦山核电站压力容器辐照监督管进行辐照监督试验,以获取压力容器材料辐照脆化及辐照环境数据,最终修订反应堆冷却剂压力一温度限值曲线,以防止压力容器发生脆断,从而保证反应堆安全运行。 相似文献
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《中国核科技报告》1994,(1)
介绍了压水堆核电站反应堆压力容器用A508-3钢及其配套焊接材料与工艺的研究情况。首先介绍了研究内容,包括6项母材物理参数测定、10项验收考核性能要求、21项测试及11项研究项目;其次概述了600MWe压水堆核电站反应堆压力容器堆芯筒体及蒸汽发生器管板等壁厚模拟产品的制造;第三以八个表格形式给出了母材锻件、焊缝、热影响区及堆焊层金属的验收要求以及对两个模拟产品的实测性能数据,同时给出了母材、焊缝及热影响区金属的快中子辐照试验结果;最后给出了评价。A508-3锻件的生产、两个模拟产品的制造及实测性能数据表明,我国掌握了压水堆核电厂核岛主设备母材与焊材的生产、焊接、堆焊工艺及无损检测等关键制造技术,核岛主要设备可以实现国产化。 相似文献
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介绍了HFETR压力壳辐照监督试验的情况及其结果。试验结果表明:经~3.3×10~(20)n/cm~2辐照后,焊缝的辐照脆化效应小于热影响区,而热影响区又小于母材;从辐照脆化的角度上讲,HFETR压力壳在现行的运行工况下,在设计寿期内,其焊缝、母材和热影响区的塑、韧性还有一定的安全余量。 相似文献
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介绍了HFETR压力壳辐照监督试验的情况及其结果。试验结果表明:经~3.3×10~(20)n/cm~2辐照后,焊缝的辐照脆化效应小于热影响区,而热影响区又小于母材;从辐照脆化的角度上讲,HFETR压力壳在现行的运行工况下,在设计寿期内,其焊缝、母材和热影响区的塑、韧性还有一定的安全余量。 相似文献
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对反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝温度监督样品的热老化脆化行为进行了研究。焊缝属于压力容器的薄弱环节,服役时间最高达120 430 h(服役温度归一化到300 ℃)。3批次的焊缝监督样品冲击实验表明,焊缝材料在热老化过程中发生了脆化。通过研究发现,金相组织和显微维氏硬度在热老化期间未发生明显的变化,表明在热老化过程中不存在硬化脆化机制。断口分析及扫描俄歇纳米探针研究表明,晶界发生了P的偏析,弱化了晶界结合力,因此,反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝在热老化过程中发生了由杂质元素P偏析引起的非硬化脆化。 相似文献