反应堆压力容器辐照监督

介绍了秦山第二核电厂600 MW压水堆机组的辐照监督计划,对监督、试验、评价方法以及超前因子偏大的原因进行了分析讨论.根据辐照监督数据评价了秦山第二核电厂反应堆压力容器辐照脆化效应.     

秦山第二核电厂1、2号机组压力容器辐照脆化监督

秦山第二核电厂1、2号机组的辐照监督试验全部8个批次已经完成。通过不同快中子注量下辐照监督试样的力学试验,得到压力容器材料的强度、延伸率、冲击韧性等的变化值,以及上平台能量和韧脆转变温度变化值。与未辐照材料性能相比,监督管试样均有一定的辐照强化和脆化效应,韧脆转变温度有不同程度的上升,但均低于FIS公式预测值。综合评价认为:2个机组压力容器材料的辐照脆化效应均处于较低水平。     

秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管试样断裂韧性试验

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     

压水堆核电厂反应堆压力容器辐照脆化评价与监督

反应堆压力容器是压水堆核电厂的核心关键设备,受快中子(E1MeV)辐照造成的辐照脆化是其运行失效的重要因素,因此需要对压力容器进行辐照评价与监督,以保证其寿期内的安全运行。     

秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管试样冲击试验

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     

辐照监督管支承定位结构的载荷分析与应力评定

某电厂发现辐照监督管组件与保护套管的连接支承处发生严重磨损,且支承弹簧失效.为此,改造了辐照监督管支承定位结构,为论证其满足在核电厂中的使用寿命要求,需对改造后的结构进行载荷分析和应力评定.首先,分析了改造后的结构在运行工况下所承受的载荷;然后,对其进行了不同载荷组合下的应力分析和疲劳分析;最后,按照ASME规范的要求,进行了各种使用限制下的应力评定.     

核压力容器材料辐照监督管的设置

本文简要介绍压水堆压力容器材料辐照监督管的设置,分别就结构设计、辐照材料试样,温度和中子通量的测量以及使用等方面作了具体说明.     

压力容器辐照计算方法在芬兰的发展

本文介绍了由芬兰研制开发的六角形堆芯几何的轻水堆压力容器中子辐照计算系统。进行了计算与实测的比较，在Ｅ≥２ＭｅＶ能量范围内，其结果符合得较好。     

反应堆压力容器辐照监督无损评估技术研究

反应堆压力容器（RPV）的辐照脆化问题是核安全的重中之重,影响到核电厂的安全性、经济性与公众信心。介绍了传统RPV辐照监督方案,讨论了现行技术的局限性,梳理了RPV辐照监督无损评估技术国外研究进展与存在问题,在实验与理论研究的基础上创新性地提出了中子辐照条件下RPV钢力学性能预测统一模型,并形成了基于电磁性能的RPV辐照监督无损评估技术,进一步完善后具有较好的工程应用前景。同时指出了开展RPV钢电磁性能实验研究,既有助于从一个全新的角度理解与再认识国产RPV钢长寿期服役时的辐照脆化行为,又有利于揭示RPV钢辐照脆化机理,丰富辐照脆化的基础理论。      

影响反应堆压力容器钢辐照脆性的因素及控制措施

辐照性能是影响反应堆压力容器使用寿命和运行安全的重要形式.本文阐述了影响反应堆压力容器辐照脆性的主要因素,并从反应堆压力容器钢的化学成分、生产工艺和辐照后退火等方面提出了控制反应堆压力容器钢辐照脆性的主要措施.     

15MnTi钢的中子辐照效应

介绍了１５ＭｎＴｉ钢的母材，焊缝及其热影响区在不同注量的快中子辐照后，材料的机械性能变化的情况，根据试验结果表明，辐照温度为５０℃，快中子注量在１．０×１０＾１８ｃｍ＾－２到６．０×１０＾１８ｃｍ＾－２之间，１５ＭｎＴｉ钢的脆性转变温度增量△Ｔｃｖ与积分快中子注量的经验关系公式。     

国产反应堆压力容器材料辐照效应研究

反应堆压力容器(RPV)材料经受中子辐照后,发生脆化效应导致韧性降低是影响反应堆安全运行的重大因素。为准确评估国产RPV的安全性,采用国产RPV材料在试验堆内加速模拟辐照的试验方法,研究国产RPV材料的辐照脆化性能。结果表明,国产RPV材料在寿期运行工况下,存在一定程度的辐照强化效应和辐照脆化效应。     

反应堆压力容器材料辐照脆化机理研究进展

反应堆压力容器（RPV）材料辐照脆化机理的研究是提高材料辐照脆化抗力、解释辐照脆化效应、建立辐照脆化预测模型的理论基础。开展RPV材料辐照脆化机理的研究不仅有助于认识辐照脆化现象的本质,建立科学的辐照脆化预测模型,改进RPV材料的成分设计和制造工艺,也有助于提高材料的辐照脆化抗力,对于改进RPV材料的性能具有重要意义。本文从RPV材料的发展和微观结构观测手段的进步两方面论述了RPV材料辐照脆化机理研究的两个发展阶段及其主要成果,并对今后的研究手段及研究方向进行了讨论。     

核反应堆压力容器材料辐照监督试样力学性能试验中的质量控制

反应堆压力容器材料辐照监督试验的工作内容主要包括监督管的堆内提取与装/卸车操作、监督管解体及探测器块切割、温度监测器检查、冲击和拉伸试验以及试样的长期贮存与检查等。项目质量控制通过控制过程质量来实现,关键在于制定完善且具有良好可操作性的的程序文件、加强人员培训和过程控制并持续改进。通过质量控制和质量管理,已完成的10根监督管共700余个辐照试样均获得有效而可靠的数据,试验数据的可信度大于等于95%。     

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。