一种用于反应堆压力容器螺栓拉伸量测量的系统

核电厂在进行反应堆压力容器堆内构件检修时,通常使用螺栓拉伸机对压力容器进行开盖和盖闭操作。在压力容器开盖和闭盖的过程中,都需要对压力容器主螺栓进行拉伸。为了保证每根主螺栓载荷的均匀性和可靠性,需要对主螺栓的拉伸量进行测量。传统的液压螺栓拉伸量数据测量方式主要采用传统机械指针式百分表,人工进行监测并手工记录数据,这种方式往往造成测量数据存在误差和人为的不确定性因素,直接影响了螺栓紧固的质量和设备的整体性能。为了提高螺栓拉伸量数据测量的准确性,提升液压拉伸机的性能,本文研究一套用于反应堆压力容器螺栓拉伸量的自动测量系统。螺栓拉伸量自动测量系统采用位移传感器采集螺栓的拉伸量变化,通过数字式千分表实时显示螺栓拉伸量的测量数据,并通过数据传输线以及多通道数据采集器将多组数据传输到工控机或者电脑上,对测量的数据进行分析、处理、逻辑判断以及自动存储,指导操作人员进行螺栓紧固。此外,测量数据可以通过表格的形式导出,方便操作人员对数据进行核查和问题追溯。     

核级316NG奥氏体不锈钢在热老化条件下的析出相

通过热老化模拟试验、电解萃取试验和热力学计算方法(CALPHAD)研究了核级316NG奥氏体不锈钢在核环境下的析出相情况。结果表明，316NG奥氏体不锈钢在450℃老化100 h无析出相；老化500 h的主要析出相为Cr₂₃C₆;老化1000 h的主要析出相为Z-CrNbN、Cr₂₃C₆和Laves＿C14。然后，采用CALPHAD方法建立了316NG奥氏体不锈钢的热力学数据库，并以此数据库为基础，利用Thermo-Calc软件计算了316NG奥氏体不锈钢在450℃平衡状态下的析出相组成为Cr₂₃C₆、Z-CrNbN、Laves＿C14、Ni₃Si和MX,析出相总原子分数为3.5%,其中Ni₃Si和MX的含量很低(0.46%)。通过CALPHAD方法计算得到的析出相组成与450℃等温退火1000 h后的热老化试验结果符合得较好，从而获得关于316NG奥氏体不锈钢在长时间热老化条件下的析出相规律及组织成分的较为完善...