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     

秦山核电厂第三根监督管试样冲击试验数据拟合

秦山核电厂30万千瓦反应堆压力容器用A508-3钢制成。由于中子幅照,钢材性能从韧性向脆性转变,从而增加了压力容器发生脆断的可能性。冲击试验是确定反应堆压力容器材料脆化积度的手段。 冲击试验的数据在能量-温度坐标系中呈S形分布,所以采用双曲正切函数拟合数据的基本     

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.     

秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管试样拉伸试验

反应堆压力壳钢系体心结构材料,本身不但具有冷脆特征,而且辐照会增加其冷脆趋势,即强度升高,塑韧性下降,韧脆转变温度上升,因而增加了容器突发性脆性破坏的可能性。反应堆压力容器材料的辐照监督试验,目的就在于监测水冷反应堆束带区（即压力容器最大通量辐照区）的筒体及焊缝材料受中子辐照和热环境所造成的这种材质性能的变化,从而为制定反应堆运行限制曲线、确保压力容器在设计寿期内的安全提供必要约依据。拉伸试验则是其中的一个重要组成部分。 根据《秦山核电站反应堆压力容器材料辐照监督大纲》要求,定期从堆内抽出监督试样进行拉伸试验,测量筒体母材及焊缝材料强度和延伸率因辐照引起的变化。第三根辐照监督管母材及     

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。     

秦山核电站一期反应堆压力容器第5次监督试验

秦山核电站一期反应堆从1992年1月21日至2007年10月28日,经历了第1循环至第10循环。反应堆运行了4378．7d,3885．8等效满功率天（EFPD）,10．64等效满功率年（EFPY）,平均热功率为857Mw。依据辐照监督大纲要求,对秦山核电站压力容器辐照监督管进行辐照监督试验,以获取压力容器材料辐照脆化及辐照环境数据,最终修订反应堆冷却剂压力一温度限值曲线,以防止压力容器发生脆断,从而保证反应堆安全运行。     

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。     

秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管温度检验

温度检验是秦山辐照监督试验一个组成部分,在监督管内放置温度盒,用以监测和判断辐照试样在反应堆运行时曾经达到的最高温度,给出监督试样的温度是否超过预计温度的证据。监督试样的过热使其辐照损伤量减少,其减少幅度与材料成分、组织结构及过热时间有关。过热温度信息提醒数据使用者进一步评估监督管的辐照温度史。 秦山第三根辐照监督管内装有4组温度盒,每个温度盒内装有5种不同熔点的测温合金,根据测温合金的熔化个数以及熔化状态来判断监督管曾经达到的最高温度。对测温合金的检测结果表明;第三根辐照监督管母材段内温度曾经达到291℃上,但低于297℃;焊缝段内温度曾达     

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.     

秦山核电公司辐照监督管支承、定位结构改造

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,     

在役反应堆压力容器延寿探讨

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。     

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。      

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。     

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。     

秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管解体和样品分装

为完成秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管辐照力学性能试验,对辐照监督管进行解体,并将冲击、断裂韧性、拉伸样品以及温度盒和剂量盒进行了分装。 解体中对辐照监督管的抓头组件进行了照像,观测到抓头的两个定位片磨损严重,两个支撑弹簧均已断裂。将照片和上述信息及时反馈给秦山核电厂后,引起了秦山核电厂的高度重视,决定于2002年停堆期间,对辐照监督管的支撑定位结构进行彻底改造。 根据前两根辐照监督管样品顶出时遇到的困难,设计加工了新的样品顶出装置。实践证明结