核电用铸造奥氏体不锈钢的热老化性能研究

压水堆核电厂主管道用国产铸造奥氏体不锈钢(CASS)长期服役会面临着热老化问题。在400℃高温下开展CASS材料的加速热老化实验,采用夏比冲击试验获得了材料室温吸收能量随热老化时间延长的下降规律,采用扫描电镜观察到不同热老化时间冲击断口形貌的变化趋势。实验结果表明:经过15 000h的加速热老化实验,CASS材料的热老化程度逐渐达到饱和状态,吸收能量虽大幅下降,但仍能满足设计规范对CASS材料在未老化状态时的考核要求。     

CPR1000核电厂主管道90°弯头结构优化研究

研究CPR1000核电厂主管道90°弯头壁厚的分布规律,提出一种优化的90°弯头结构。优化后的弯头结构与原设计结构的主要差异为:原设计弯头在内弯处120°范围内向管道内部凸起局部增厚,120°到中性面为厚度过渡区,外弯180°范围没有增厚;优化后的结构利用内外圆偏心实现弯头外弯处壁厚薄而内弯处壁厚,弯头截面内径为一个完整圆形,整体壁厚均匀变化。分析结果表明,改进后的结构满足规范要求,更有利于加工制造。。     

基于磁性多参数的铸造奥氏体不锈钢热老化状态评估研究

研究了应用磁性无损检测方法评估核电站主管道用铸造奥氏体不锈钢 (CASS)的热老化状态,结果表明在400 ℃下热老化不同时间,CASS的冲击功随着热老化时间延长逐渐降低,受材料组织不均应等因素影响,单一磁性参数与CASS的热老化时间之间无对应的单调规律;以磁性多参数测试为基础,结合主成分分析和非线性多元回归对测得的磁性...     

显微硬度法分析核电站主管道热老化趋势

使用显微维氏硬度计和冲击试验机研究了核电站主管道材料Z3CN20.09M在400 ℃加速热老化10 000 h前后的力学性能变化。结果表明,热老化导致试验材料的冲击吸收能下降;构成试验材料的铁素体相的显微维氏硬度上升,奥氏体相的显微维氏硬度基本保持不变。通过研究材料组织特征,剖析显微硬度与冲击韧性的关系,探索将显微硬度测试方法作为核电站主管道材料热老化趋势预测方法的可能性。     

CF-8M铸造不锈钢主管道的热老化脆化行为研究

为了评价和预测铸造奥氏体不锈钢(CASS)材料服役期限内的热老化脆化程度,通过对美国的阿贡实验室(ANL)预测模型的研究和分析,以及在400℃下对核级CF-8M主管道材料实施了10 000 h的加速热老化试验,研究了CF-8M材料在不同热老化时间下拉伸性能、冲击性能和微观组织的变化规律,以冲击能作为表征热老化脆化程度的参数,获得了CF-8M材料的热老化脆化预测关系式,并与ANL模型的预测结果进行了对比和分析。结果表明,在加速热老化试验周期内随着热老化时间的增加,CF-8M材料的室温和高温(350℃)0.2%塑性延伸强度变化缓慢,抗拉强度缓慢增加;室温冲击能迅速下降,8 000 h以后冲击能下降趋势接近饱和状态;ANL模型对试验对象在加速老化试验周期内的冲击能预测结果不保守。CF-8M材料加速热老化10 000 h即等效服役30.49 a,其热老化脆化程度接近于热老化饱和状态。     

316LN奥氏体不锈钢焊缝低温热老化行为研究

在压水堆核电厂中,主管道奥氏体不锈钢焊缝长期在其热老化敏感温度(280~325℃)下运行,为了研究主管道奥氏体不锈钢焊缝在核电厂运行温度下的热老化性能,开展了铁素体含量为10.7%的316LN不锈钢主管道焊缝在325、365、400℃下的低温热老化行为研究。结果表明:经6000 h热老化后,焊缝中铁素体相和奥氏体相中的主要元素含量没有发生明显变化,焊缝显微硬度快速增加但奥氏体相显微硬度没有发生变化,焊缝冲击功显著下降、拉伸性能变化较小。     

热老化对核电厂一回路管道失效概率的影响

建立基于热老化的管道失效概率计算流程。在实验研究的基础上,采取美国阿贡实验室的流程预测某管道材料在280、330℃下热老化后断裂韧性随运行时间的变化。计算含单个环向内表面裂纹的管道在考虑热老化与不考虑热老化2种情况下的累积失效概率。计算结果表明,考虑热老化因素得到的失效概率高于未考虑热老化的情况。在考虑热老化的情况下,较高的温度下热老化严重且管道失效概率更高。     

轻水堆核电站奥氏体不锈钢铸件的热老化及其老化管理

在轻水堆核电站中,奥氏体不锈钢铸件(CASS)在运行温度下长期工作将面临热老化问题。本文对热老化的机理进行了描述,并针对核电站的热老化问题,给出了老化管理工作的主要步骤,即部件敏感性甄别、老化状态评估和ISI大纲更新;结合CASS热老化的老化管理实践,对我国核电站的热老化管理工作提出了建议。     

核电站一回路奥氏体不锈钢铸件热老化的微观力学性能变化

在核电站一回路中,奥氏体不锈钢铸件(CASS)在运行温度下长期工作除了受到辐照损伤外.还将面临热老化问题.本文对不同时间热老化后的CASS样品进行微观力学性能分析,并结合微观组织中铁素体的含量及分布对CASS的性能变化进行了分析,结果表明微观力学性能的变化和常规的宏观力学性能变化的规律不尽相同.丰富了CASS经老化后的力学性能数据,为CASS的安全运行提供参考.     

热老化对20Cr25NiNb不锈钢冲击韧性的影响研究

针对长时间高温下合金力学性能退化问题,开展超临界气冷堆候选包壳材料的热老化研究。对改进型气冷堆用原型20Cr25NiNb不锈钢和添加不同元素的改进型合金,开展650℃下3000 h热老化试验。组织和性能结果表明,所有合金的冲击吸收能量(KV₂)均随热老化进行而下降。这种塑性降低与高温下第二相演化密切相关。沿晶界先后析出M₂₃C₆和G相导致原型合金冲击韧性先下降再缓慢上升。添加W和Mo元素后,沿晶界析出Laves和σ相,引起KV₂下降更快;B元素可细化晶界σ相,使得冲击韧性下降幅度小于不含B元素。加入Al元素后,合金基体中析出大量Laves和NiAl相,同时晶界σ相快速粗化,导致材料脆化严重。     

Z3CN20.09M奥氏体不锈钢热老化冲击性能试验研究

采用GB/T19748-2005钢材夏比V型缺口摆锤冲击试验仪器化试验方法,对压水堆核电厂用离心铸造Z3CN20.09M奥氏体不锈钢主管道样品进行了实验室热老化的冲击性能研究。冲击试验数据的统计分析表明,热老化对Fiu/Fm比值不产生影响,而对冲击载荷有显著影响,对冲击能量的影响则更为显著。透射电子显微分析表明,热老化导致铁素体中出现沉淀物,并引发了奥氏体中位错组态的改变。与热老化时间lg t之间也满足线性关系。     

基于卡尔曼滤波的热老化性能可靠性预测

以核电站主管道为研究对象,运用性能退化可靠性理论,对主管道的热老化性能可靠性进行了研究。首先通过加速热老化实验获得的数据,分析主管道奥氏体不锈钢材料冲击性能及断裂韧性的退化过程,利用状态空间方法建立了时变性能退化量模型,并通过卡尔曼滤波对性能趋势进行预测;然后考虑冲击性能与断裂韧性之间的相关性,运用随机过程理论建立了基于多性能参数的主管道热老化实时性能可靠性预测模型,从而得到多参数下的主管道热老化性能可靠度及可靠性寿命,为核电站进行主管道老化维修决策优化管理提供了科学依据。     

基于性能退化的热老化可靠性剩余寿命预测方法

以核电厂主管道为研究对象,运用性能退化可靠性理论和贝叶斯更新方法,对主管道因热老化导致失效的剩余寿命进行研究。首先通过加速热老化实验获得的数据,分析主管道奥氏体不锈钢材料的冲击性能退化过程,然后运用贝叶斯更新方法得到基于冲击性能衰退信息的主管道热老化剩余寿命分布,进行可靠性剩余寿命预测;最后通过实例证明该方法的有效性和可操作性。     

核电厂水工构筑物的老化评估

核电厂水工构筑物是为核安全相关的系统、设备和部件提供防水淹屏障以及冷却水的重要构筑物,在秦山核电厂运行许可证延续（OLE）期间纳入了评估审查的范围。针对核电厂水工构筑物,本次OLE项目确定了核电厂水工构筑物的管理范围、老化效应,开展了老化管理审查（AMR）和水下检查活动,掌握了水工构筑物的实际服役状态,证明了水工构筑物可继续在核电厂延续运行期间执行其预期功能。     

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。     

VVER-1000型反应堆压力容器热老化分析评估

本文系统介绍了VVER-1000型反应堆压力容器(RPV)的温度监督情况,针对田湾核电站1#机组RPV的温度监督测试结果进行分析,评价运行3年后RPV力学性能(包括拉伸、冲击、断裂韧性)变化行为及热老化脆化机理,评估了当前田湾RPV服役运行后的热老化脆化状态和温度监督的时间安排。结果表明,温度监督样品经过堆内高温环境考验后,焊缝材料表现出一定程度的脆化特征,但母材、热影响区脆化不明显。与康采恩模型的结果和俄罗斯数据相比较后,认为田湾核电站1#机组RPV热老化脆化情况在合理范围内。     

CPR1000核电厂核岛主设备热棘轮现象试验评估方法研究

针对RCC-M评定准则对部分部件的热棘轮现象无法做出安全性评定的问题,综合考虑塑性变形和弹性变形的影响,详细分析CPR1000核电厂稳压器电加热喷雾接管的热棘轮现象。计算结果表明,RCC-M热棘轮评定准则过于保守,试验分析方法更精确,可提高核电建设的经济性。     

某核电厂主泵-主管道焊缝冲击韧性偏低不符合项的审评

针对某核电厂主泵-主管道焊缝材料冲击韧性偏低这一不符合项,根据目前我国的核安全法规和俄罗斯有关的标准规范并结合国际上通用的核标准,针对这一不符合项提出了自己的审评见解和解决方案.并对该核电厂今后的运行提出了安全要求.     

时温平移法核级电缆热老化寿命评估及应用

基于时温平移法,根据非线性规划最优化确定平移因子,平移各温度组内老化寿命数据至参考温度,建立核级电缆热老化寿命模型。作为电缆老化状态监测管理必不可缺的工具,所建立的老化寿命模型可由状态指标推算电缆剩余寿命。基于此技术在Matlab GUI平台下开发的核级电缆热老化寿命评估的人机交互界面具有标准法、平移法两种计算模式,并能实现平移因子优化、活化能计算、老化寿命曲线拟合、老化机理一致性分析等功能。     

高温及γ辐照老化对改性钠基膨润土影响的初步研究

为了确认高温及γ辐照对改性钠基膨润土的影响.以内蒙古高庙子改性钠基膨润土为研究对象,利用X射线衍射仪和同步热分析仪分析了高温热老化、γ辐照老化和γ辐照-热程序老化作用对改性钠基膨润土性能和微观结构的影响.发现单纯热作用或单纯的辐照作用影响较小,而辐射-热程序老化作用会显著影响改性钠基膨润土的微观结构.经过1000 kG...