AP1000锻造主管道接管的焊接及控制

主管道是连接核岛反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵、稳压器和蒸汽发生器的关键设备,被称作核电站的"主动脉",是压水堆核电站核岛主设备之一。介绍了AP1000锻造主管道接管焊接的主要工艺,包括母材、焊材及焊接的实施,并描述了接管焊接的过程控制。     

无机玻璃结构弛豫及影响因素综述

本文介绍了玻璃结构弛豫的假想温度与弛豫动力学理论,并阐述了这些理论的建立、发展及研究现状。假想温度理论重点关注玻璃热历史,给出了玻璃结构弛豫进展方向与快慢的热力学判据;弛豫动力学则重点关注玻璃化转变现象,揭示了玻璃结构弛豫的微观机制与演变过程。热历史、玻璃成分、杂质缺陷、温度等是影响无机玻璃结构弛豫的关键因素,也是玻璃生产与应用过程中的重要切入点。目前,玻璃结构弛豫理论发展较为完善,但复杂体系无机玻璃结构弛豫的试验研究依然存在诸多空白,具体微观机制有待进一步完善,并且微晶玻璃和玻璃基复合材料的结构弛豫还未受到广泛关注,此类“瓶颈”问题的突破有望支撑无机玻璃材料在更为严苛的应用环境中长期安全服役。     

核电系统堆芯捕集器牺牲混凝土的研究进展

核电站在严重事故工况下,可能发生堆芯熔毁,进而超高温、高放射性堆芯熔融物将熔穿反应堆压力容器,存在污染外界环境的威胁。核电牺牲混凝土作为堆芯捕集器的关键材料,在核事故发生时可以改变堆芯熔融物的物理化学特性,对核电站的安全保护具有重要意义。为了全面认识牺牲混凝土高温性能及失效机制,科研工作者针对牺牲混凝土高温力学性能、高温物理性能、堆芯熔融物与混凝土的相互作用等开展了深入研究,以期对此类材料的开发与更新迭代提供指导。本文首先介绍了堆芯熔毁事故的工况特征,以及该工况下核电牺牲混凝土的关键性能要求,并分别总结了相关研究进展。多数研究结果表明,高温条件将导致牺牲混凝土力学性能恶化,并提升爆裂失效隐患,而聚丙烯纤维或石墨烯衍生物的掺加有望改善牺牲混凝土的服役性能。在其事故工况响应方面,由于真实堆芯熔融物具有高放射性特征,现阶段堆芯熔融物与牺牲混凝土相互作用的研究主要依靠模拟实验和数值仿真的方法来实现。目前,核电牺牲混凝土的相关研究依然存在空白等待填补,部分研究结论尚未统一。因此,深入理解牺牲混凝土劣化机理、全面认识堆芯熔融物与牺牲混凝土的相互作用,是未来该研究领域的重要发展方向。     

浅谈民用核安全设备设计制造许可证的审查

《民用核安全设备监督管理条例》明确规定民用核安全设备设计制造等活动单位需要申请领取许可证或进行注册登记.国家核安全局修订颁布了相应的部门规章和配套文件.本文简要列出了申请许可证和注册登记单位的基本条件,讨论了许可证和注册登记审查过程中遇到的一些问题.     

三元乙丙橡胶滑动套管材料及粘接材料的研究

通过研究乙丙橡胶(EPR)滑动套管材料的配方,考察了炭黑、氧化钙、补强填料的用量对滑动套管性能的影响;并对与套管配合的无卤无溶剂型胶黏剂进行研究,具体分析了其硫化体系、硫化粘合方案及管材表面粗糙度对滑动套管产品粘合强度的影响。结果表明:当炭黑用量为30份,补强填料为100份,干燥剂为9份时,套管基本性能及加工性能最佳;在一定的表面粗糙度下,胶黏剂粘合强度越高、硫化速率越快,其粘接效果越好,最大粘合强度可达到3.3 k N/m。同时,通过成品性能测试和模拟实际使用情况表明,按此配方和工艺生产的滑动套管产品可满足使用性能要求。     

核岛环吊牛腿制作工艺研究

研究了核岛环吊牛腿的制作工艺,通过合理设计工装,调整焊接顺序,采用后热等措施最大限度地控制了焊接变形。牛腿和牛腿焊接见证件的各项性能指标合格,说明牛腿的焊接变形得到有效控制。这为其他核岛环吊牛腿的制作提供了参考和依据,具有良好的工程实用价值。     

面向核电的玻璃-金属密封型电气贯穿件应力检测方法研究进展

电气贯穿件是核反应堆内的专用电气设备,玻璃-金属密封型电气贯穿件具有优异的密封性能、耐高温性能和长服役寿命而被应用于第四代核反应堆。电气贯穿件的密封性能与玻璃中的应力紧密相关,适当的应力是保证其在严苛环境中实现有效密封的关键因素,因此,应力的有效测量一直是学者关注的重点。首先,对电气贯穿件的结构做了说明,并讨论了应力对玻璃-金属封接的影响,应力的大小决定了玻璃-金属界面承压能力的强弱,并且会影响电气贯穿件的服役寿命。其次,重点阐述了压痕技术、光纤布拉格光栅传感器技术、荧光光谱技术等玻璃-金属封接中应力测量方法的研究进展,还介绍了有限元模拟方法在表征应力方面的应用。最后,对未来研究工作进行了展望。