5 PWR反应堆压力容器监督数据分析及寿命初步评估

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。     

合金化Mo-3Nb单晶材料的室温力学性能

采用微型样品测试方法测试了俄罗斯及国产合金化Mo-3Nb单晶的室温力学性能。结果表明：俄罗斯Mo-3Nb单晶屈服强度、抗拉强度、显微硬度比国产Mo-3Nb单晶要高，而延伸率略低；微观分析发现俄罗斯单晶基体Nb含量略高于国内研制的单晶且含有一定数量的棒状强化物。微观组织和成分的差异是引起2种Mo-3Nb单晶力学性能差异的主要原因。     

浅析复合材料压力容器

压力容器是工业生产中的重要设备,然而在工业生产的实际应用中,基于传统金属或合金材料的压力容器已经不能满足大多数特殊用途或者极端环境下的物料运输,因此可以适用于复杂工况的复合材料压力容器越来越多地被工业界所关注。笔者总结了压力容器的概况,分析了各类复合材料压力容器的材料和结构特性,对复合材料压力容器的设计有一定指导性。     

M5合金腐蚀后环向拉伸性能

反应堆运行时的堆内环境十分复杂，燃料元件将承受高温、高压及一回路水的腐蚀。当今的核动力堆更高的燃耗和更长的换料周期对燃料元件的水侧腐蚀提出了严格的要求，因此，包壳材料的腐蚀后力学性能研究变得十分重要。     

中国先进研究堆堆芯容器材料6061-T6铝的力学性能试验

采用紧凑拉伸C(T)试样和短比例拉伸试样,分别对中国先进研究堆(CARR)堆芯容器材料T6061-T6铝与普通6061-T6铝旋压前、后断裂韧度和拉伸性能进行实测.试验数据表明6061-T6铝的断裂韧度、拉伸性能与硼、镉等微量元素含量基本无关;经锻造旋压后与仅做锻造比较,T6061-T6铝的延性和断裂韧度有较大提高,各向异性得到改善.     

国产A508-Ⅲ钢辐照后的室温低周疲劳性能

以0.5%/s的应变速率,在室温空气中采用轴向应变控制方式测试了国产A508-Ⅲ钢辐照后的疲劳性能.测试结果表明,国产A508-Ⅲ钢在疲劳试验初始阶段出现应变硬化,随后保持应变软化趋势直到失效.推算出了总应变范围与疲劳寿命关系,并以Manson-Coffin方程的形式给出.对比了辐照与未辐照的国产A508-Ⅲ钢的疲劳试验结果,估算出经3.5×1019cm-2辐照后该材料的疲劳寿命大约是未辐照的2/3.     

“网络工程”实践课程的教学研究与探索

作者结合自己多年的教学实践,探讨了教学内容、教材编写、教学方法、实验内容以及考评方式。经实践证明效果良好,形成了自己的特色。