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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。辐照监督管装有压力容器筒体及焊缝材料试样,用于监测压力容器的辐照损伤程度,以指导反应堆压力容器的安全使用,是堆本体重要的核部件。由于运行中堆芯吊篮的紧固件部分脱落需要进行维修。辐照监督管支承、定位结构改造是美国西屋公司承担的秦山核电公司堆芯吊篮修复的组成部分, 相似文献
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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 相似文献
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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 相似文献
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在役反应堆压力容器延寿探讨 总被引:1,自引:1,他引:1
概述了反应堆压力容器辐照脆化的相关标准,分析了限制反应堆压力容器寿命因素.策划了反应堆压力容器延寿前应完成的辐照脆化研究及技术准备工作.提出了实现在役反应堆压力容器延寿的构想。 相似文献
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低铜合金反应堆压力容器钢辐照脆化预测评估模型 总被引:1,自引:1,他引:0
反应堆压力容器(RPV)材料辐照脆化预测评估对保证核反应堆安全运行、预防重大灾难性事故的发生具有重要意义。通过深入了解RPV材料辐照损伤机理和分析国外较为成熟的RPV辐照脆化预测模型,揭示了国外有关压力容器辐照脆化预测模型对低铜RPV辐照脆化预测的不足及其原因。在此基础上,发展和建立了适用于低铜RPV辐照脆化趋势的预测模型CIAE-2009。利用辐照性能数据对CIAE-2009模型进行了验证。结果表明,CIAE-2009对低铜含量RPV材料辐照脆化趋势预测具有较高的准确性和可靠性。 相似文献
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反应堆压力容器的压力-温度限值曲线(P-T限值曲线)方法是确保压力容器完整性的重要方法,在处理压力容器老化延寿问题中有着重要意义。传统的方法利用由t-RTNDT曲线表征的材料准静态断裂韧性限值(KIc)绘制P-T曲线,这种方法不能直接测量材料辐照后的材料无延性转变温度的参考温度(RTNDT),且过于保守。本文针对某核电厂压力容器,利用现有的辐照监督管数据估计50 a延寿期末主曲线参考温度RTT0,并采用ASME Code Case N629中的主曲线应用方法,计算寿期末的P-T限值曲线。与传统方法得到的P-T限值曲线相比,利用主曲线方法可以得到更大的运行窗口,能够提高设备的经济性。 相似文献
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PWR反应堆压力容器监督数据分析及寿命初步评估 总被引:1,自引:0,他引:1
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。随着反应堆服役时间的增加,PWR冷却剂的压力-温度运行窗将逐渐缩小,直到寿期末运行窗将… 相似文献
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我国自主设计建造的某核电厂已进入延续运行阶段,作为反应堆核心部分的压力容器辐照脆化性能评价采用了国外的辐照脆化预测模型,但该模型基于的辐照数据不能有效代表我国反应堆压力容器(RPV)材料的辐照脆化性能,尤其是针对延续运行阶段。本文基于国内外RPV辐照脆化预测模型及其开发机理,构建了适用于我国工程应用的自主低Cu RPV辐照脆化预测模型,该模型考虑了稳定基体缺陷和合金元素析出沉淀等辐照脆化关键因素,同时根据国产低Cu RPV材料的辐照脆化数据,开展了自主模型的标准偏差和裕量分析,结果表明模型预测置信度较高。最后依据自主模型评估该核电厂RPV的辐照脆化性能,证明其延续运行至60等效满功率年(EFPY)具有可行性。 相似文献
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对于材料已经确定的反应堆压力容器,其辐照脆化效应的主要因素是快中子积分通量。本文应用中子输运格林函数法验算了秦山核电站压力容器1/4厚度处最大快中子通量。分析和评价结果表明,该压力容器的设计对中子辐照是安全的。 相似文献
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压水堆核电厂反应堆压力容器辐照脆化评价与监督 总被引:1,自引:0,他引:1
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。 相似文献
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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. 相似文献
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中子辐照条件下材料结构与性能是中国聚变工程实验堆(CFETR)以及未来聚变反应堆工程设计的重要依据.钨材料是CFETR拟全面使用的壁材料,但中子辐照导致钨硬度升高和韧性大幅下降,严重影响材料的服役性能,进而影响CFETR运行的安全性和稳定性.在目前缺乏聚变中子源进行辐照实验的情况下,开展聚变堆材料中子辐照模拟研究显得愈... 相似文献
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反应堆压力容器(RPV)是保障核电站运行安全性、经济性的核心构件。对RPV的完整性评估而言辐照脆化是必须面对的问题。我国已开发了第三代设计寿命为60 a的核电站。当达到寿期末时,辐照脆化的行为是未知的,这给国产RPV的辐照脆化预测带来了困难。为研究高注量下的辐照脆化行为,对A508-3钢的材料力学性能试样进行辐照考验,辐照温度为(288±8) ℃,中子注量水平达到反应堆压力容器60 a寿期末的辐照水平1×1020 cm-2;开展拉伸、冲击和断裂韧性试验,分析辐照脆化行为,在EONY模型基础上,提出针对国产RPV钢的改进的辐照脆化模型。模型的有效性被试验数据证实,其可准确预测国内A508-3材料的辐照脆化趋势。 相似文献
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聚变堆等未来先进核能系统要求材料在强流高能中子辐照下长期保持良好的结构稳定性和机械性能。为适应未来先进核能技术发展的需要,中国科学院核能安全技术研究所•凤麟团队牵头研发了具有我国自主知识产权的中国抗中子辐照钢--CLAM钢。CLAM钢的设计考虑了未来核能清洁性的要求,以及苛刻服役环境中材料抗辐照、耐高温、耐腐蚀等性能要求。通过中子学计算分析设计了低活化成分范围,基于选择性纳米相析出进行了抗辐照、耐高温性能优化设计。针对材料的抗辐照性能,利用国内外中子、离子、电子及等离子体辐照设施开展了系列辐照考验研究,通过多角度表征辐照前后材料的微观结构和宏观性能,综合评估了材料的辐照性能,并与国际上同类材料在相近或相同条件下的辐照性能进行了对比分析,结果表明CLAM钢具有良好的抗辐照性能。 相似文献