大亚湾核电站中压配电盘中间和出口继电器加速老化原因分析和管理对策

针对大亚湾核电站中压配电盘的中间和出口继电器加速老化问题,结合采集的老化数据和国外经验反馈,详细分析了老化机理,总结了继电器加速老化的根本原因,并对目前继电器的老化管理和剩余寿命进行了评估.根据分析结果并结合核电厂的实际,提出了继电器老化管理流程和建议,为解决核电厂继电器加速老化的管理问题提供了新思路.     

如何发现和解决大亚湾和岭澳核电厂存在的加速老化现象

从振动、腐蚀和有机材料材质三大方面对国内外核电厂设备加速老化现象进行了阐述。根据大亚湾和岭澳核电厂的特点,提出了目前核电厂常规岛可能存在的加速老化问题和主要影响因素,并对如何发现和准确评估已存在的老化现象,以及如何分析和研究加速老化现象和具体的解决措施进行了详细介绍。     

核电关键设备加速老化分析与维修策略研究

针对核电站关键设备出现的加速老化问题,给出了加速老化的因素,制定了技术路线,对设备的老化状态、可靠性做了评估分析.并对加速老化机理分析和对策做了研究,为下一步设备维修策略的制定奠定基础.     

海水泵泵轴腐蚀原因分析及对策

通过浸泡试验和电化学试验对泵轴材料3Cr13的耐蚀性进行了研究。结果表明,3Cr13、镀铬层在海水中不耐局部腐蚀;且3Cr13的自腐蚀电位比其他海水泵部件低,易受电偶腐蚀。综合分析认为导致4号海水泵泵轴腐蚀的根本原因在于泵轴材料3Cr13在海水中不耐局部腐蚀,并在装配间隙、电偶效应等条件的驱动以及泥沙的磨损作用下,发生缝隙腐蚀、电偶腐蚀和磨损腐蚀,加速了泵轴基体的腐蚀进程,从而导致泵轴因腐蚀而失效。建议改进密封和选用耐蚀性更好的替换材料。     

核电厂凝汽器橡胶伸缩节加速老化原因分析

根据大亚湾核电站凝汽器狗骨形橡胶伸缩节的实际情况,结合国外电厂的经验,分析了凝汽器狗骨形橡胶伸缩节加速老化的根本原因.对伸缩节进行了寿命评估,并给出了具体的管理对策和建议.分析表明,伸缩节老化的机理是力学、环境等因素引起的脆化老化、疲劳老化、接触介质老化及应力疲劳与热老化;其中主要老化机理是脆化老化.     

秦山核电厂堆内构件围板螺栓老化评估

介绍了秦山核电厂为评估堆内构件围板螺栓的实际老化状态,在吸收总结国际上堆内构件老化机理研究成果的基础上建立了堆内构件围板螺栓的老化机理判断准则,用其评估识别围板螺栓主要受磨损、应力松弛、辐照肿胀、辐照促进应力腐蚀开裂等老化机理的影响,并针对老化机理可能导致的缺陷类型,开发了水下超声检查技术补充常规的目视检查方法,从而制定评估老化状态的检查方案。评估结果表明,秦山核电厂堆内构件围板螺栓老化状态良好,尚未发生变形、裂纹等老化失效现象。实践证明该评估方法行之有效,可用于压水堆核电厂部件老化评估工作。     

核电站重要敏感设备加速老化管理研究与应用

介绍了大亚湾核电站和岭澳核电站重要敏感设备加速老化管理技术研究的背景,阐述了加速老化管理的内涵,论述了电站加速老化管理技术路线、工作体系,以及同现有运行和维修体系的接口.通过加速老化管理技术的应用实例论证了相关研究成果的合理性和有效性.最后对核电站重要敏感设备加速老化管理技术的发展前景进行了展望.     

大亚湾核电站继电器机架支撑改造初步力学分析

针对大亚湾核电站继电器机架橡胶减震器因老化破裂而影响机架的抗震性能、日常运行和维修等问题而提出支撑改造方案,采用谱分析法对改造前后的各种支撑结构进行初步力学分析.比较了大亚湾继电器机架改造前后支撑的抗震性能,以及大亚湾和岭澳两种继电器机架支撑结构在同一地震载荷作用下的力学响应,为大亚湾核电站继电器机架支撑的加固改造提供参考.     

聚合物辐射老化降解效应研究进展

对4种高能辐射作用了聚合物材料导致材料发生了老化降解进行了评述，同时分析了影响辐射老化的几种因素。阐述了2种辐射加速老化的方法，指出了聚合物辐射老化研究面临的困难和发展的方向。     

电子束辐照超高分子量聚乙烯在加速老化过程中的自由基演变

经过辐照处理的医用超高分子量聚乙烯（UHMWPE）必须通过加速老化试验的验证才能达到植入人体使用的要求,但在加速老化过程中,UHMWPE材料的自由基演化机制尚不明确。本研究从自由基角度出发,对现有加速老化方法的效果进行了系统分析。利用电子顺磁共振波谱研究了电子束辐照交联UHMWPE在加速老化过程中的自由基浓度和组成的变化,分析了自由基在该过程中的演变机理,对比分析了自由基在室温空气和70℃氮气中的演变机理。结果表明：加速老化评估方法有很大的局限性,辐照交联UHMWPE表层和内部的自由基在室温空气环境中的演变与在加速老化环境中的演变有显著区别,氧诱导自由基（OIR）的生成率在室温空气环境中约为2%,在加速老化环境中约为0.3%。OIR自由基在室温空气中会稳定存在,而在加速老化环境中会被快速氧化。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

Problem of the iodine method of purification of zirconium

A method is proposed for the determination of the equilibrium constantsk and k' for the reactions Zr+2I₂–ZrI₄=0 and 2I–I₂=0, which is based on the measurement of the amount of iodine or zirconium liberated in the decomposition of zirconium tetraiodide on a heated surface in the process of establishing equilibrium. The decomposition of the tetraiodide was carried out at 900–1600C on a tungsten filament. The temperature distribution between filament and vessel walls was neglected.The dependence of the sum of atomic and molecular iodine pressures on zirconium tetraiodide pressure was determined at 1430C, and on temperature for 50 mm Hg. The values of kk'² 35 (mm Hg)³ at 1430C and k0.07 mm Hg at 400C, found from the results, differ substantially from known thermodynamic data, but give good agreement between the authors' formula [1] and experimental results on the iodide process of zirconium purification.