辐照损伤对反应堆压力容器钢硬度的影响

通过监测反应堆压力容器钢服役过程中硬度的变化来表征其辐照损伤程度的方法日益引起研究界的关注。介绍了国内外在反应堆压力容器钢辐照脆化过程中硬度变化规律领域所开展的研究工作,并讨论了目前所取得的研究成果与存在的不足。最后提出了通过探索反应堆压力容器在服役时力学性能、硬度之间的潜在关联,以此为基础形成准无损评估技术,可为反应堆压力容器辐照监督提供一条新的思路。最后指出了对国产反应堆压力容器钢尽快开展辐照硬化研究工作的必要性与重要性。     

变频器远程控制在风机中的应用

本文就风机设备采用变频器,实现现场／远程控制模式的控制原理,变频器参数设置操作等进行阐述。     

核电厂高能管道应用破前漏技术对材料力学性能的要求

核电厂高能管道应用破前漏(LBB)技术可提高其安全性与经济性,同时对材料提出了新的力学性能测试要求。文章研究和分析了美国核管理委员会颁布的LBB有关的标准评审大纲和实施规范等,梳理和归纳了测试项目、对象、温度、数量与热老化效应等5项总体要求,以及试样尺寸、侧槽效应、应变范围、试样方向等4项测试关键技术要求,以确保测试数据的有效性。本研究可为国内开展此领域的测试工作提供一定的指引作用。     

陶瓷凝胶注模成型工艺的研究进展

以陶瓷材料的注凝成型体系为研究对象,综述了陶瓷注凝成型工艺的研究进展,介绍了陶瓷凝胶注模成型(Geleasting)工艺的基本原理、工艺流程及影响因素,并对工艺要求和特点进行了较为详尽的介绍,指出了注凝成型工艺中依然存在的问题,探讨了几种改进型凝胶注模成型工艺,最后展望了其未来的发展前景及需要注意的问题.     

98％硫酸浓度分析仪的设计及应用

该文较详细地介绍了利用电磁式电导率传感器在测量硫酸浓度中的原理和温度补偿原理,信号处理单位的电路结构以及电导率传感器在生产现场的有效安装取样方式,对仪器的调校和研制开发具有一定的指导意义。     

压水堆核电站反应堆压力容器材料概述

反应堆压力容器是核电站重要部件之一,综述了反应堆压力容器材料的发展历程、性能要求、在役辐照脆化、制造现状等,指出A508-Ⅲ钢具有优良的焊接性、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性,并具有良好的低温冲击韧性和较低的无延性转变温度等优点.分析了该钢的化学成分、制造工艺与性能之间的关系,对反应堆压力容器材料国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考作用.     

反应堆压力容器钢辐照脆化的影响因素分析

压力容器（RPV）在工况条件下经中子辐照后将导致力学性能退化,发生辐照脆化现象。相关研究表明,引起RPV钢辐照脆化的因素包括自身材料因素和服役环境因素。材料因素是RPV钢自身性质对辐照脆化的影响,包括材料化学成分、微观组织特性与晶粒尺寸,环境因素是RPV服役环境对辐照脆化的影响,包括中子注量、中子注量率、中子能谱和辐照温度。     

反应堆压力容器钢质子辐照研究进展

相较于中子辐照,质子辐照实验具有成本低、周期短、辐照参数可精准控制以及辐照后样品没有放射性以便于后续开展性能测试、微观组织表征等优点,因此采用质子辐照实验的方式开展反应堆压力容器钢(reactor pressure vessel,RPV)辐照损伤效应的研究日益得到广泛应用。介绍了质子辐照实验的研究现状,对比了质子辐照与中子辐照的优缺点,讨论了质子辐照对材料微组织演变与力学及电磁性能的影响,分析了RPV钢质子辐照损伤机理,并评析了目前所取得的研究成果与存在的不足之处。最后提出了现阶段对国产RPV钢开展全面、系统的质子辐照实验研究工作的重要性与必要性。     

热时效下RPV模拟钢中富Cu团簇析出规律研究

以Fe-Cu合金作为RPV模拟钢,以热时效的方式研究了富Cu团簇的析出及演化过程。通过对不同温度下时效后样品的显微硬度测试发现,显微硬度呈现先增加后减小的趋势,且温度越高达到峰值硬度所需要的时间越短。对Fe-1.16%(wt)Cu合金在450℃下等温时效不同时间,综合分析显微硬度、透射电子显微镜(TEM)、电阻率和拉伸性能测试的实验结果,得出富Cu团簇的析出及演化规律:时效前期团簇尺寸及数量密度较小,随着时效的进行,团簇尺寸逐渐增大,而团簇的数量密度则先增大后减小,并在时效100 h后发生了过时效。     

反应堆压力容器钢的辐照脆化预测模型研究

对反应堆压力容器（RPV）钢的辐照脆化进行预测是保证核电站长寿期安全运行的重要方法。通过深入分析国外已有RPV钢的辐照脆化预测模型,揭示了已有参数化预测模型的不足,在此基础上建立了新的预测模型PMIE-2012。利用辐照监督数据对PMIE-2012的可靠性进行评价,结果表明,PMIE-2012对RPV钢的辐照脆化预测具有较高的准确性和可靠性。